РЕФЕРАТ

Пояснювальна записка містить ___ сторінок, ___ рисунків, ___ таблиць, ___ літературних джерел.

Ключові слова:	АЕС, АСУ ПОТУЖНОСТІ, ВВЕР-1000, БОРНЕ РЕГУЛЮВАННЯ, МАТЕМАТИЧНА МОДЕЛЬ.

Проблема: як відомо, атомні електростанції беруть участь у покритті різниці між виробленням і споживанням електроенергії в сучасній енергосистемі України. Це призводить до того, що необхідно переводити діючі АЕС в режим маневрування потужністю енергоблоків. Маневрування потужністю без перебільшення є однією з найактуальніших задач в атомній галузі України на даному етапі її існування. В момент маневрування потужністю на АЕС відбуваються зміни всіляких процесів, пов'язаних зі зміною самої потужності, зокрема викривлення поля енерговиділення і, як наслідок, зміною аксіального офсету (АО). Жодна з відомих програм регулювання цього не враховує. Як наслідок, це призводить до втрати необхідної стійкості і надійності реактора енергоблоку АЕС.

Мета: дослідження АСР потужності енергоблоку з реактором типу ВВЕР-1000, яка реалізує компромісно-комбіновану програму регулювання, в режимі маневрування для підтримки балансу потужності в енергосистемі України.

Об'єкт дослідження: енергоблок АЕС з водо-водяним енергетичним реактором 1000 МВт як об’єкт управління в режимі маневрування потужністю.

Предмет дослідження: автоматизована система управління концентрацією рідинного поглинача – розчину борної кислоти – в теплоносії першого контуру для зміни потужності енергоблоку АЕС з реактором типу ВВЕР-1000.

ЗМІСТ

ПЕРЕЛІК ПРИЙНЯТИХ СКОРОЧЕНЬ 6

ВСТУП 7

1. РЕАКТОРНА УСТАНОВКА З РЕАКТОРОМ ТИПУ ВВЕР-1000 ЯК ОБ’ЄКТ УПРАВЛІННЯ 10

1.1. Принцип роботи РУ з ВВЕР-1000 10

1.2. Управління потужністю і енергорозподілом реакторної установки 16

1.3. Аналіз існуючих програм регулювання енергоблоків 19

2. СИСТЕМА БОРНОГО РЕГУЛЮВАННЯ НА АЕС З ВВЕР-1000 23

2.1. Дослідження особливостей протікання процесу борного регулювання при експлуатації ВВЕР-1000 23

2.2. Призначення, склад, принцип вимірювання та функції, які виконує система виміру концентрації бору 26

3. МАТЕМАТИЧНА МОДЕЛЬ 33

3.1. Виведення рівнянь динаміки енергоблоку 33

3.2. Виведення рівнянь динаміки турбогенератора 43

4. ДОСЛІДЖЕННЯ АСР ПОТУЖНОСТІ ЕНЕРГОБЛОКУ 61

4.1. Синтез АСР 62

5. ЕКОНОМІЧНА ЧАСТИНА 67

6. ОХОРОНА ПРАЦІ ТА НАВКОЛИШНЬОГО СЕРЕДОВИЩА 70

6.1. Загальна характеристика регіону функціонування АЕС 70

6.2. Стандартні показники навколишнього середовища, характеристика можливих забруднень та їх вплив на екологічний стан регіону 71

6.3. Основні вимоги безпеки праці та заходи щодо їх реалізації 77

Висновки 81

Література 82

Перелік прийнятих скорочень

АЕС	–	атомна електростанція
АЗ	–	активна зона
АСР	–	автоматична система регулювання
АСУ	–	автоматизована система управління
БК	–	борна кислота
БР	–	борне регулювання
ВВЕР	–	водо-водяний енергетичний реактор
ГЦН	–	головний циркуляційний насос
ГЦТ	–	головний циркуляційний трубопровід
ДПП	–	деаератор підживлення-продувки
ІОМ	–	інформаційно-обчислювальна мережа
ККД	–	коефіцієнт корисної дії
КТ	–	компенсатор тиску
ММ	–	математична модель
ОР СКЗ	–	органи регулювання системи керування захистом
ПБ	–	проточний боромір
ПГ	–	Парогенератор
ПН	–	підживлювальний насос
ППР	–	планово-попереджувальний ремонт
РУ	–	реакторна установка
СВКБ	–	система виміру концентрації бору
СВРК	–	система внутрішньореакторного контролю
ТВЕЛ	–	тепловиділяючий елемент
ТВЗ	–	тепловиділяюча збірка
ТРБЕ	–	технологічний регламент безпечної експлуатації
ЧК	–	чистий конденсат
ЯР	–	ядерний реактор

ВСТУП

У наш час стрімкий розвиток атомної енергетики, популяризація використання радіоактивних речовин і джерел іонізуючих випромінювань в промисловості, що ґрунтується на бажанні отримання безпечним шляхом електричної енергії, призвело до впровадження стратегії розвитку ядерної енергетики до 2030 р [1].

Стратегією розвитку ядерної енергетики планується підтримка протягом 2006-2030 рр. частини виробництва електроенергії АЕС на рівні, досягнутому у 2005 році (тобто, близько половини від сумарного річного виробництва електроенергії в Україні). Це рішення обґрунтовується, у першу чергу, світовими тенденціями в енергетиці, розвитком інноваційних ядерних технологій, наявністю власних сировинних ресурсів урану і цирконію, а також – стабільною роботою АЕС, потенційними можливостями країни щодо створення енергетичних потужностей на АЕС, наявними технічними, фінансовими та екологічними проблемами теплової енергетики.

Будівництво нових потужностей АЕС в період до 2030 року визначається кількістю нині діючих енергоблоків, які можуть знаходитися в цей період в експлуатації з урахуванням продовження строку їх експлуатації на 15 років. До 2030 року в експлуатації будуть знаходитися 9 діючих енергоблоків АЕС: 7 енергоблоків з продовженим понад проектним строком експлуатації – № 3, 4, 5, 6 ЗАЕС; № 3 РАЕС; № 1 ХАЕС; № 3 ЮУАЕС, і 2 енергоблоки, які введено в експлуатацію в 2004 році – № 2 ХАЕС та № 4 РАЕС. Таким чином, для забезпечення завдання стратегії щодо обсягу виробництва електроенергії необхідно ввести до 2030 року в експлуатацію близько 20,5 ГВт заміщуваних та додаткових потужностей на АЕС.

Для практичного втілення стратегії необхідно підвищити ефективність використання ядерного палива шляхом завершення переходу на 4-річний та наступного переходу на 5-річний паливний цикл, скоротити тривалість планово-попереджувальних ремонтів шляхом оптимізації періодичності їх проведення та підвищення якості робіт. Необхідно виконати заходи з модернізації та реконструкції основного обладнання та систем АЕС, виконати в повному обсязі заходи щодо подовження терміну експлуатації, перш за все, елементів, заміну яких зробити неможливо або вкрай дорого. Необхідно забезпечити ефективне зняття c експлуатації енергоблоків АЕС на етапі завершення їх життєвого циклу та своєчасне спорудження нових потужностей на доповнення та заміну тих, що знімаються з експлуатації.

Дана галузь енергетики – атомна енергетика – розвивається високими темпами, вона грає революційну роль в науково-технічному прогресі. Ядерна енергетика стала великою галуззю народного господарства, без якої неможливо уявити його подальший розвиток.

Атомна енергетика відіграє важливу роль в сучасному енерговиробництві – частка вироблення електроенергії на АЕС у світі знаходиться на рівні 16%. У таких країнах як Франція, Бельгія, Швеція, Японія, Південна Корея, Фінляндія, які не мають достатньо власних запасів органічного палива, АЕС стали основним джерелом електричної енергії, забезпечили їм енергетичну стабільність і успішний економічний розвиток.

В даний час немає ніякої серйозної альтернативи ядерній енергетиці. Поки що не знайдені технічно ефективні і економічно вигідні шляхи використання невичерпних запасів сонячної енергії. Що стосується органічного палива, то його запаси неухильно скорочуються і знаходяться на межі повного виснаження. Поряд з цим органічне паливо екологічно шкідливе. При спалюванні в топках теплових електростанцій кам'яного вугілля, нафти або газу споживається багато кисню, викидається в атмосферу значна кількість пилу, сажі та сірчистого газу. Органічне паливо доводиться добувати в важкодоступних районах, що здорожує їх вартість.

Ядерна енергетика має велику енергоємність. Це говорить про те, що обсяг необхідного ядерного палива на одиницю потужності в кілька десятків тисяч разів менше.

Однак енергія атома викликає у низки людей побоювання і недовіру, незважаючи на те, що з моменту створення атомної промисловості питанням безпеки приділялася і в даний час приділяється особлива увага. Незважаючи на це сталася аварія на Чорнобильській АЕС, яка вважалася практично неможливою. Це показує, що навіть найдосконаліша і перевірена техніка не абсолютно надійна. При грубих помилках персоналу можливі серйозні аварії і в цій галузі людської діяльності.

Атомна електрична станція (АЕС) з водо-водяними енергетичними реакторами (ВВЕР) і самі реактори цього типу мають багато важливих фізичних та інженерно-технічних переваг:

• безпека і надійність в експлуатації, порівняна простота споруди, наладки та введення в експлуатацію, доступність і відпрацьованість технології води, що є одночасно сповільнювачем, теплоносієм, біологічним захистом і охолоджуючим середовищем при перевантаженнях палива;

• велика одинична і питома потужність;

• можливість перевантаження палива під шаром води, глибоке вигоряння палива при невеликих початкових збагаченнях;

• висока ступінь стійкості внаслідок негативно-густинного ефекту реактивності.

Виходячи з вище зазначеного, можна зробити висновок, що корпусний водо-водяний енергетичний реактор представляє собою компактну, порівняно просту і зручну в експлуатації енергетичну установку, що і визначає високі перспективи розвитку реакторів цього типу в майбутньому.

Всі ці факти, а також аналіз енергетичних потреб країни і можливостей їх задоволення свідчать про доцільність і необхідність розвитку в Україні атомної енергетики. Вибір саме такого шляху відповідає і світовій тенденції.