Введение к работе
Актуальность темы. Развитие лдорноа энергетики на современном зтзпэ определяется возможностями обеспечения безопасности с псмоцыа новых подходов, основанных, в первую очередь, нз реализации принципов сзмозаиицэтгасти и использовании асимпотичоскои безопасности. Анализ реакторных установок нового поколения показывает перспектиз-ность пароводяных энергетических реакторов (ПВЭР) с быстрорезонзнс-ным спектром нейтронов, сбгединяюцих полоаэтельнке качества ныне суяэствуюпих розкторов-Оршззров с нзтргавым теплоносителем (високую зффоктивность топлквеиспользовзния) и реакторов ткпз НЗЗР (СрЗВКИ-ТОЛЬКО НКЗІСИ0 КЗПЗЗТрЭТЫ). ДЛЯ ИЗГОТОВЛенИЯ ЭТОГО роаКТОрЗ ПСВЬЕЗП-
ной безопасности планируется использовать хорошо развитую технологию и промышленную базу ВВЭР. Применение пароводяной скоси в качостве теплоносителя для сьома теплоты активной зоны обеспечивает ГЕЭР необходимые свойства и влияет на состав оборудования, характеристики нейтронно-физических процессов, параметры теркоданамичоского цикла, конструктивно-компоновочные рзиония и т.д. В связи с этим н* этапах разработки и проектирования ядерноэнергетической установки (ЯЭУ) а ПВЭР необходикы всесторонние исслэдования, в частности, тэхпико-зкопокичоскио, нзпрзвлонныо нз выбор оптимальных схем и параметров (в том число единичной мощности) энергоблоков, поскольку БЭСЬМЗ актуальны рацкональяоо использопанио средств и высокая обоснован-ность г.ринкмазмых решения.
Диссертационная работа выполнена в соответствии с планами основных научно-исследовательских работ СЭИ СО РАН по темам - 1.9.5.3 "Комплексная оптимизация схем и параметров ноеых типов теплосиловых установок"{№ ГР 8ІІ03907); 1.9.3.а "Совершенствование методов оптимизация'и выбор рзциензльных схем и параметров новых зидез энергетических установок" (№ ГР 0I86D08IB84); т.9.2.3 "Принципи и методы комплексного определения оптимально:! надежности и резервирования в больших системах энергетики" (№ ГР 7ЄСЄ005), с научной направленностью работ ИАЭ км.И.В.Курчатова - 05-03-...- 86-1701 Р(К5-2С61) "Исследования неягронпо-физических. топлогидравличвеких характеристик и работоспособности ТВС в обоснование эскизного проекта пзрззо-дяного энергетического реактора" ІЇЇ ГР У34848).
Цель работы состоит в разработке методики схемко-параметрической оптимизацйй~знергоблоков АЭС с ПВЭР на основе системного подхода с учетом надежности, современных требования по безспзспости и
связей с шюрнс- (ЯЭС) и элвктро-знерготической (ЭЭС) системами; в оирэдолокки показателей надакности с учетом термодинэкичоских параметров, конструкпшных и других характеристик оборудовааия; в р-ззрайотко и практической реализации соответствующего программно-вычислительного комплекса (ПВК); в проводании технико-зкономичэских исследования зноргоблоков АЭС с рэактором' типа ПВЭР и оценка эффективного уровня косности с учетом системных связей и основных свойств изучаемого объекта.
Нзучпая новизна работы. 8 методическом плане новыми в диссертационной, работе является:
учот влияния термодинамических парзмотров, конструктишшх и доугих характеристик на показатели надежности оборудования;
учзт ограничения на показатели, характеризующие ядерную безопасность при оптимизации параметров реакторной части;
постановка и котодика решения задачи комплексной схемио-пара-мотричоскоя оптимизации с учетом свойств зкоцомичности, надежности и ядерной безопасности;
опродалониз целесообразного уровня одшіичнок мощности эпорго-блоков для обеспечения максимального экономического зффакта с учетом связок с ЭЭС и надояагости ЯЭУ, зависящей от параметров оборудования и структурного исполнения схом.
Для реализации указанных подходов и решения поставленных задач автором впервые создана математическая модель ЯЭУ с ШЭР. Впервые выполнэ1Ш комплексные тохника-экономичоскио исследования знортобло-ков АЭС с ПВЭР : получены оптимальные параметры реакторной части (РЧ), теплосиловой частії (ТСЧ) и ПЗУ в целом; опродолэны области опгкмалыюсти и границы равноэффоктивности различных структур технологической схпкы при разных оценках и соотношениях показателей надежности оборудования»' удельных затрат на производство олоктро-г-нергии установками, работающими а базисной части графика нагрузки (далее - базисными установками) и резервными установками ЭЭС; выбраны зконсмичзски обоснованные уровни единичной мощности энергоблоков с учетом надежности оборудования'и связей с ЭЗС.
Практическая значимость работы. Предлагаемые методы, модели и ПБК позволили выполнить сравнительную, оданку вариантов схом, параметров РЧ и ТСЧ энергоблоков АЭС с рэактором ПВЭР разной тепловоз мошоотк, определить целесообразный уровень единичной мощности с учетом основных свойств ЯЭУ» неопределенности исходной информации то показателям надеашости оборудования и внешних условия. Результата
оптинизации схем и параметров знергоолоков приняты и используются при обосновании решения нз прздородкгных этапах разработки ЯЗУ указанного типа в ИАЭ, что подтверздэно 3 соотвэтстаущкш актами.
Апробация райоты. Результаты работы' докладывались и сбсупаз-лись нз конференции молодых ученых СЭ'Л СО АН СССР (Иркутск, 1933 г.); на Всесоюзном научном сомиааре."Метода комплексной оптимизации установок да преобразовании тепловоз к атомной энергии в электрическую" (Обнинск, 1985 г.); на Всесоюзном научной семинаре "Системные опенки эффективности и выбор направления технического прогресса в энергетике" (Иркутск, IS89 г.); нз Всесоюзном научной семинаре 'Методические вопросы исследования надежности большое систем энергетики" (Уфа, IBSQ г.); нз Всесоюзном научном семинаре по проблемам физики реакторов "Внутренняя безопасность ядерно-энергетические установок" (Москва, ІЗЗІ'г.)
Публикации. Основные полохання и результаты опубликованы в 5 печатных работах.
Структурз и объем работы. Диссертация состоит из введения, основной части (три раздела), заключения, списка литература (184 яаи-менования. в том числе 10 инострзюшх) и приложения с материалами по внедрению. Работа изложена на ico страницах, й том число рисунки занимают 24 стрГ, таблицы - 25 стр., список литературы - 18 стр.. приложение - 4. стр.
Во введении (раздел I) покзззнз перспективность ЯЭУ с фактором, "охлзвдзомым пароводяной смесью. Обосновывается актуальность тохиико-зкономичоских исследования и выборз оптимальных схем. пзра-кзтров и уровня одиничноя мощности ПЗУ с ПВЭР на основе системного подхода с учетом таких существенных саолстз как экономичность, из-дшг.ость и безопасность. Кратко освещается структура и содержание работы. Приведены элемента новизны мотодичоских разработок и комплексных оптимизационных исследования.
Во втором раздело дай обзор состояния работ по технико-экономическим 'исследования» зкорготических установок, подходов к учету свойств надежности, безопасности к выбору единичных мощностей ЯЭУ. Отмечены достоинства пароводяного охлаждения активной зоны (A3) и возможность реализации самозадкцзішости реактора ПВЗР. Приведены основные методологические принципы системного подходз, применяемого в исследованиях сложных,энергетических объектов. Дана хзрзктеристи-
кз энергоблоков АЭС с ПВЭР как объекта системных исследования, описаны связи установки с внешними системами, основные вэ свойотва, учитываемые при формулировке и комплексном решении задачи.
Установка <рис. I) состоит из ТСЧ, традиционной по исполнению для АЭС, и F1, состоящей из ПВЭР, вспомогательного контура {предназначенного для приготовления пароводяной смеси необходимого состава для обеспечения рзботы в области закризисных параметров и ее подачи на вход в сборки твзлов) и главного циркуляционного контура. В состав этих контуров входят рециркуляторы пара (пародувки или струяныа насосы, встроенные в корпус реактора), парогенераторы (ПГ), главные циркуляционные насосы (ГШ) и трубопровода с арматурой.
Рис. I. Принципиальная тепловая схема НЭУ с реактором ПВЭР
I - реактор; 2 - ПГ; 3 - паровая турбина; 4 - конденсатор; 5 - питательный насос <ПН); 6 - ГШ: 7 - пародувка; О - устройства приготовления пароводяной смеси (ЭТШС); 3 - рогеноративныо подогреватели высокого и низкого давления; Ю- градирня; II- циркуляционный насос
При изменениях единичной мощности, параметров, видз и состава схемы энергоблока изменяются его полезная мощность, уровень на-доікиости и внешние связи с ЯЭС и ЭЭС по электроэнергии, топливу, дополнительной розорвнрй мощности и т.д. Для выполнения условия .сопоставимости рассматриваемых вариантов ЯЭУ обеспечивается равная эффективность по отпуску электроэнергии потребителям за счет мощное та замыкающей станции и резервной мощности ЭЭС. Б качество критерия оптимизации при проведении технико-экономических исследований ЯЭУ заданного уровня мощности приняты минимальные приведенные затраты.
Учитывая вышеизложенное и особенности современных требований к ядерной безопасности реакторов (самозащкщошгасть и подкритичность в аварийных ситуациях, позволяющих обесгочивзть остановку реактора при хзбых обстоятольствзх , в том числе 5оз амевзтольства обслужи-вапдэго персонала и при отказах важнвйших технических систем - сис-
тем управления, активных систем.защиты), формальная постановка задачи комплексной оптимизации ЯЗУ 1-го уровпя единичной новости с учетом фаіггороп надежности и безопасности ПВЭР имеет вид : иіп З1 - min З1 { х, z, с, у, Н )|Е
х « Вп ;
при ограничениях вида :
Qj
% (H> > те*.
Здесь x - вектор независимых термодинамических оптимизируемых параметров; z - вектор пеззвиекмых конструктивно-компоновочных характеристик; с - вектор независимых схемішх рошений; у - вектор зависимых параметров; II - вектор показателей надежности; Вп - п-- мерное вещественное пространство; CL и СИ - расчетные и допустимые значения технических, термодинамических к других пзрзкотрса: R^ и п - расчетные и допустимые значения показателей, определяющих безопасность реактора; г и it*- расчетные и минимально допу-тимыо значения выработки электроэнергии ПЗУ; J - количество ограничения по техническим,, конструктивны», термодинамическим параметрам и характеристикам ; К - количество огрзничония по показателям, определяющим безопасность; Е0- внешние условия.
Суммарные приведенные затраты для каждой установки 1-го уровня мощности зі определяются в общем виде следующим образом:
4 - Зпл + Зн Зпл - 3о + 4 + Ззам < * >
где зід - плановые приведенные затраты; 3* - затраты, связанные с уровнем надожкости ПЗУ; 3^ - приваяэпныо затраты по ЯЗУ без учета затрат пз топливо; 3*. - приводоіпгко затрати на пдорггоо топлива; 3z - ежегодные приводшпшо затраты на производство электроэнергии замыкающей станцией ЭЗС.
Последовательность решения задачи была следующей. Рассматривались установки разной мощности. "Сначала методом одномерной минимизации в сочетаний с Методом групповой: релаксации, разработанным в СЭй, проводилась оптимизация параметров установки для каждого уровня мощности с учетом вздвйшосгпї и проверкой соответствия современным требованиям ядерной, безопасности. Затем методом гароборэ проводилась оптимизация структуры или состава основных фуішциональшх частей - количества циркуляциоюшх петель я турбакпнданоатнкх трак-
топ. И далее, тем жо методом, сравнивались энергоблоки с полученными оптимальными схомно-пзрамвтрическкми рошвниями и определялось оптимальное значение единичной мощности в зависимости от системных условия и уровня надежности установки.
Для выбора оптимальной единичной мощности используются удельные расчетные затраты или расчетные заіратьі (ЗІ; - ЗІ - 3in,.)t отнесенные к годовому отпуску электрической энергии (З* ) :
rain J -сіп (3^сч / OlrOR ). ( 2 )
Раздел 3 посвящен описанию мзтемзтичоской модели энергоблока двухконтурных АЭС с реактором ПВЭР <тепловой схемы, РЧ, ТСЧ), моделей оценки надежности и безопасности, приведенных затрат и ПВК, предназначенного для технико-экономических исследования.
Модель тепловой схемы находится на более высоком иерархичоскоб уровне, по сравнению с моделями оборудования и частой установки. Строится она на основе решения основных материальных и тепловых балансовых уравнений с учетом особенностей тепловой схемы ЯЭУ с ПВЭР, служит для обмена параметрами связи между'моделями рзакторз, ПГ и паровой турбины и координации их работы в зависимости от условия, в которых должна проводится схомно-парзмотрическая оптимизация.
Модель реакторной части. В состав ее входят модели реактора, внутрикорпусных устройств (ВКУ), вертикального ПГ, главных циркуляционных насосов, пзродувак» струйных насосав (СН).
Модель реактора включает взакмосогласованные блоки геоиотричэ< кого, тешюгидрзвличоского (ТГР), юатрашю-фкзичоского <НФР), про' ностного и экономического расчетов. Модель ТГР реактора, охлаждаемого пароводяной смэсью, является модификацией модели БОЗСПІ. Новзі версия служит для проведения оптимизационных исследований и обеспечения связей с другими моделями комплекса. В ной учтены : проточки теплоносителя при наличии и отсутствии перфорации чехлов кассет; факторы перегрева в так называемых "горячих пятнах" при расчете максимальной температуры оболочек твзлов; ограничения на технические и термодинамические параметры, габариты реактора, максимальные тегазрзтуры топливного сердечника и оболочек твзлов,' значение вход кого паросодэряания теплоносителя, скорости его движения.
Фкзкко-тохничоскоа особенностью ПВЭР является низкая замедляя шап способность пароводяного теплоносителя. По сути, благодаря это иу данный реактор объединил технологические и акоповдческш пройму-цзствэ роакторов ВВЭР с показателями тапливоиспользовааип бркдеров
одаль НОР ПГОР разработана В.Л. Стукзловыи <ИАЭ), базируется она а осново решения уравнония переноса нейтронов в диффузионном мно-огрупппном приближении.!» днухморнои геометрии розігтора.
Ыодаль о:юшш безопасности. При шггимизации для анализа бозо-асімсіи использовались аффекта реактивности (ЭР), полученные в рпмых ПФР реактора :
р - 1 у кт ' 1 ' к'3<й < 3 5
JK' ^зфф* ^э(МГ зФОхжпіїшіо коэффициенты рзз?«юшния ноятроноз, :оотвотствоико, п стационарном рз.тамэ и в аварийном состоянии.
Н реакторах водяиоа технологии знзчения температурного козф-жшоїгтз розктишости атрицатольны. Как известно, ддп безопасных ШЭГ наиболее птхэдгачтитольнз зависимость реактивности от плотности оплоносктоля с иакоимумом п "рабочей точко" реактора и отрицатоль-(ыми значениями ЭР при опустошении и ззлипко водой роактора. Подкрк--кчность !ЮЭР при залклка подол обеспечивается для лххЗоя КОМПОНОВКИ гутом ввэхшглп гадолиния п тепловыделяющие сборки (ТВС) ЛЗ. Вог.гга-13 ню пустотного ЭР при бкстророзонэнсном спектре ноятроноз, кото-зыа ииеат моего в ПВЭР, мол.пт бьш> и положительна, поэтому ассСао іниманпа уделяется кзучэнню поведения именно з гого аффекта. D связи : этим при изгацониях параметров VI проводятся НОР в стационарно;! зэжккз и в условиях максимальной проектной аварии (МПЛ).
В состав модели БКУ розгторз входят верхний блок с крупке?, чнутрімсрпуснзя сзхта с нейтрони;.:» отражателям, блок защитных труб, :бп; -ал тззлоз ЛЗ и пкрзкоз, іТІГ.С, па грубки и флзнпы. Здось or нива-отся тохнпко-акоксмичоекко показатели реактора. В зависимости от способа организации рециркуляции пара для приготовления смеси, в зостав В!СУ могут иклхлзтьел СП. СП моделируются из слодухгдих основных составных элементов: приемной камери, рабочего сопла, копфузерз, калорії скоеоиия, диффузора. Расчет CU сводится ге определению оптимальных соотнесения его геометрических язрзктсристше, позволявших восстанавливать нообходидьга уровень рабочего давления среды, пода-взе.чел в сборки.
Матемзтичоская модель пзрогонорзторз базируется на алгоритмах основных расчетов : тепловом, гидравлическом, прочностном и стоимостном.
Модель теплосиловой части ранее разработана сотрудниками СЭЙ А.А. Ивановым и Ю.В. Наумовым. Модель ТСЧ предназначена для оптимизации параметров к состава элементов паротурбинной установки, таз
включает в сесія тепломеханическое основное и вспомогательное оборудования турбинного отдаления и систему технического водоснзбжания и позволяет расчитывать термодинамический, расходные, технико-экономические и другие показатели ІСЧ.
Модель оценки надежности. Зз основные единичные показатели надежности были выбраны параметры потоков отказов оборудования ш и среднее время их восстановления. Причем, для одних элементов технологической схемы ш определялись по средне-статистическим данным для аналогов, для других {парогенэраторов, теплообменников, водяных насосов и приводных электродвигателей) - по апроксимирующим зависимостям на основа технических расчетов этого оборудования с учетоа термодинамических параметров, конструктивных и других характеристик. Количественная оценка надежности реактора зависит от теплотехнической надежности ее технологических каналов, конструктивных характеристик A3 и запасов до предельно-допустимых значении температур оболочек твэлов и топливного сердечника.
В период нормальной эксплуатации ЯЭУ поток отказов оборудования принят ординарный Пуассоновския.
Первый этап расчета надежности ПЗУ заключается в построении матрицы состояний, элементы которой описывают структурно-логическую расчетную схему, состав схемы, количество однотипного оборудования в выделанной группе, связи по надежности ковду элементами схемы, единичные показатели надежности оборудования, признаки видов отказов и проводимых ремонтов. На втором'этапе определяются время нахождения ЯЭУ в различных состояниях {в полностью работоспособном, плановых ремонтов, в состояниях частичного и полного отказов), комплексные показатели надежности (коэффициенты обоспочоннссти плановой выработки электроэнергии it— и эффективности использования установки кдИ ), недовыработка злоктроэнаргии из-зз нонадзшюсти ЯЭУ и связанные с этим затраты на станции и в энергосистеме. В работе учитывались независимые и одновромопнь» отказы оборудования.
Критерия экономическая эффективности. Састзвлящиз критерия приведены в выражении (I). Плановые приведенные затраты определяется капиталовложениями и ежегодными плановыми издержками на обасго-чонио нормального функционирования эноргетичоского объекта. Капитальные затраты дохтгея на капиталовложения в строительную часть главного корпуса, оборудование РЧ и ТСЧ и ух -контая.
Приведенные затраты на топливо вклззчаэт стойкость порзои загрузки реактора, текущие затраты на подпитку и доход от продаш нз-
забатываемого плутония-239 с учетом стоимости изготовления твзлсв 'Л, бокового и торцовых экранов, стоимости делящихся материалов, пвтэроработки и системной цепы плутония.
Годовые эксплуатационные издержки, обусловленные уровнем надежности ПЗУ, включают станционные затраты (на проввдэниэ предупре-оггольных и аварийных ремонтов, пз перерасход топлива в связи с гошскенизм КПД при частичных отказах, выяувдэпнка пусют-остаяовы) и 5зтрэты в ЭЭС (для обеспечение равного уровня нздрнтости энергоснабжения потребителей, т.о. на выработку электроэнергии резервными остановками и при доззгрузкз базисных станций ЭЭС в часы провала графика нагрузки, покрывающих недоотпуск энергии исследуемой ЯЭУ).
Описание ГОК. В работе представлена программная реализация «одели ЯЭУ с ПВЭР для ЭВМ БЭСМ-8, приведена структурная схемз ПВК и зписаяо взаимодействие мевду оснозными блоками. С помощыа созданного ПВК были проведены исследования энергоблоков АЭС нового типа с учетом экономичности, надежности и безопасности.
D разделе 4 описаны исходная информация, результаты оптимизации параметров F4 и ІСЧ, структурной схемы и единичной мощности зноргоблоков АЭС с ПВЭР.
Исходная информация приведена по удельным стоимостным и другим езрзктористикзм. Представлены коэффициенты полиномов, описыьакихх здиничнко показатели падояаюгти оборудования (кроме тех, для которых эни определяются по апроксинирующии зависимостям), удельные строи-голькч-о объемы реактерного отделения и машзала, продоліютольр-сти планоБО-проді'продитоль!й!Х ремонтов и другие характеристики в зависимости от мощностей циркуляционной петли, турбоагрегата и блока.
Исследования проводились для энергоблоков 4-х урознея КОЕЦЮС-ги (изменение приблизительно от 400 до 1000 МВт(эл.), верхняя граница шляется прэдольнол). Топливо - шшеноо уран-плутоииовоо, материал сбелочок твэлов ПВЭР - ЭП-450 (форритно-мзртонситного класез). Давление в 1-см контуре 16,0 МПз, температура теплоносителя на входе в реактор 33DQC и на выходе - 360С, поскольку разработка ПВЭР орионтированз на использование корпусов реакторов ВВЭР. Планируется использовать паротурбинную установку с дроссельный парораспределением, систему.регенерации однониточную. При оценка надежности ЯЭУ с двумя турбинами предполагается, что при отключении одной, нагрузка реактора больше техминимума и он- не останавливается.
В исследованиях ТСЧ с ПВЭР проводилась оценка тепловой и общей экономичности при изменениях ее парзметров. оптимизировался состав
регенеративной системы. Выявлена существенная зависимость оптимальной температуры питательной воды t от начальных параметров пара. С повышенном давления гсзрз перед турбиной на I МПз оптимальная t_
о ^^
у івличивавтся на 5-7 С.
При оптимизации определялось влияние изменения начального давления пара Р на приводоиныо затраты по РЧ, ТОЧ и ЮУ п далом (?,3Г,„ аЗтсч, й3 ^), на затраты от ненадежности оборудования <3Ц), суммарные приводоиныо ззтрзты (3„), КПД, единичные <шїТГ. ш^) и комплексные покзззтоли надежности и другие характеристики (рис.2). При учото надожшэсти для турбин слзбогорогрзтого пара оптимальное нз-чзльноо дзвлониэ сохранпотся <Ро=9,0 МПэ), а для турбин насыщенного пара за счот больших поверхности теплообмена ПГ (1І,,,.) и ноїшгасти питательных насосов ПТУ, оптимальное PQ с учетом иадсгашсти смоща-отсп в ойласть более низких значений: при оптимисткчасков оценке надежности оборудования - приблизительно на 0,5 НПз и при пессимистической оценке - на 1-1,2 МПа.
Проводилась оптимизация температуры острого пара. Как показали исследования наиболее аффективно применение в циклах с ПВЭР турбин с перегревом пара до 340С (максимально возмояшым при приштгых параметрах 1-го контура).
изменения теплонапряженности активной зоны С^. приводят к изио-нокко кассовой скорости теплоносителя, гидра вли'Ю с кого сопротивле-юш реактора, линейных размеров ЛЗ и температур оболочек и топливного сердечника твзлав, последние из которых непосредственно определяют температурные условия работы и сказываются на надежности роакторз. Вполне очевидно, что чом моньсо запасы до допустимых
значения температур, тем больше вероятность отказов ПВЭР. С уволи-
з чешкой CL. от 250 до 360 МВт/н увеличивается недовыработка электроэнергии при расчетных (средних) оценках паказатолеп надежности оборудования на 5-6Ж. Оптимальное значение топлонапряжошшети с учетом надежности на 3-5Х цівко по сравнению с полученной экономически эффективная топлопапряжонностью без учета этого фактора.
Выбраны по РЧ оптимзлышо значения кооффишэнтов уплощения ЛЗ,
Г tl .41
размер кассеты под ключ , входное парасодзржанио (табл. 1).
При изменении параметров РЧ, как уни отмечалось, проводились Иї>Р реактора при полной потери теплоносителя и опустошении заданного объема реактора. И выяснилось, что наибольшее плияниз из перечисленных оптимизируемых параметров РЧ на пустотный ЭР сказывает изменение Q7. Зависимость пустотного ЭР от 0^ представлена на рис. 3.
ч*
г.
I о
,-4
^
о о
п <з
СО <3
о,с
0,2
94,0
2,0
-2,0
1,0
-4,0
IS
Рис. 2. Зависимости технико-экономических показателе!? от давления пара перед турбиной Р0
I - перегретый пар (340 С); 2 - насыщенный пор
Таблица I. Показатели энергоблоков АЭС с реакторами ПВЭР разной мощности при среднем уровне надежности оборудования
Наименование
Вариант
I -4
Тепловая мощность реактора, МВт
Паросодержание теплоносителя на входа в ТВС
Расюд теплоносителя, кг/с
'реактор
пзродувки
Мощность блока нетто, МВт
Мощность нз прокачку теплоносителя первого контура, МВт (эл.)
Мощность на прокачку рабочего тела и охлзвдаодзи воды, МВт {зл.)
Расход пара на турбину, т/час
КПД нетто блока, %
Высота активной зоны, м
Диаметр активной зоны, м
Максимальная температура, С
оболочки твэлов
топлива
Средняя плотность теплоносителя в активное зоне, кг/м
Сроднпп тошюнапркжеююсть, МВт/м1
Размер кассеты "под ключ", см Коэффициент уплощения A3
1750,7
774,5
420,0
2260,6
S8I.2
547,9
10,050
2831,4
36,45
0,820
2,68
3,07
3954. 1623.: 975,5
17,256 5157,і
2,78
Далее, для ЯЭУ всех уровней мощности с выбранными оптимальным! параметрами, проводилась оптимизация структурных схем и анализ устойчивости решения в зависимости от внешних условии с учетом но определенности исходна?, гдафармзцки ш надежности оборудования. Опродс лены с изшзанвэм относительного паракэтра потока отказов основяогс оборудования шд и относительных затрат -из производства электроэнергии резервными установками ЭХ области оптимальности и границу рзп-
240 2c0 230 300 J20 J-1Q 300 Цу,№,т/:? Рис. 3. Зависимость пустотного ЭР от тошіонгпряжонности ЛЗ
нозффоктивкости структурных рзшшша (одаз из зэвисимастоя иришдопэ на рис. 4). Сущэствэнноо влияние фактор надежности окззывззт из выбор структуры зноргоблонз. Рассматривались моно- и дубль-блочпоз исполнение схем с 2-х и 4-х штловой компоновкой 1-го контура. Проведанные исследования показали целесообразность увеличения числа циркуляционных потоль до 4-х для блоков больной мощности (болоо 700 МВт). Для блоков сродной мощности наиболов эффективны взриаіггь! с двумя ПГ, При оптимистическом и сродном уровнях надежности оборудования в главном корпусо долкна устанавливаться одна турбина, а при пессимистическом уровне? - два турбины.
2+1
