Исследование систем активного отвода остаточного тепловыделения реакторов на базе комбинирования АЭС с многофункциональными установками тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.01, кандидат наук Юрин, Валерий Евгеньевич

• Юрин, Валерий Евгеньевич
• кандидат наук
• 2015

Оглавление диссертации кандидат наук Юрин, Валерий Евгеньевич

Введение.........................................................................................

Глава 1. Современный уровень и перспективные пути повышения безопасности энергоблоков АЭС с ВВЭР............................................... 17

1.1 Классификация и анализ аварийных ситуаций на АЭС с ВВЭР.......... 17

1.2 Краткий обзор современных и перспективных систем отвода остаточного тепловыделения из активной зоны реакторов типа ВВЭР......... 24

Глава 2. Разработка систем отвода остаточного тепловыделения реакторов ВВЭР-1000, на основе комбинирования АЭС с многофункциональными установками.................................................................................... 44

2.1 Система активного отвода остаточного тепловыделения реактора ВВЭР-1 ООО на базе дополнительной паровой турбины.............................. 44

2.2 Система активного отвода остаточного тепловыделения реактора ВВЭР-1000 на базе дополнительной паровой турбины и водородного комплекса....................................................................................... 52

2.3 Система активного отвода остаточного тепловыделения реактора ВВЭР-1000 на базе парогазовой установки............................................. 61

2.4 Система активного отвода остаточного тепловыделения реактора ВВЭР-1000 на базе парогазовой установки с использованием паро-водородного перегрева................................................................. 66

Глава 3. Обоснование эффективности систем отвода остаточного тепловыделения реакторов ВВЭР-1000 на основе вероятностного анализа..... 69

3.1 Методика предварительного вероятностного анализа на примере 3-х канальной системы аварийного электроснабжения с дизель-генераторами...... 69

3.2 Вероятностный анализ САОТ на базе дополнительной паротурбинной установки.................................................................. 75

3.3 Вероятностный анализ САОТ на базе парогазовой установки.......... 79

3.4 Сравнительный вероятностный анализ предлагаемых САОТ с

известными схемами........................................................................... 83

Глава 4. Обоснование экономической эффективности разработанных систем отвода остаточного тепловыделения реакторов ВВЭР-1000 ............... 88

4.1 Экономический эффект от введения САОТ с дополнительной ПТУ при комбинировании с водородным комплексом..................................... 88

4.2 Экономический эффект от введения САОТ с дополнительной ПТУ ... 94

4.3 Экономический эффект от введения САОТ с ПТУ........................... 96

4.4 Сравнительный анализ известных и разрабатываемых систем отвода остаточного тепловыделения реакторов ВВЭР-1 ООО.................................. 99

Выводы.................................................................................... 103

Список сокращений и условных обозначений.................................... 105

Список использованных источников..................................................... 107

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Исследование систем активного отвода остаточного тепловыделения реакторов на базе комбинирования АЭС с многофункциональными установками»

Введение Актуальность темы исследования

В настоящее время от развития энергетики страны, во многом зависит ее экономический уровень и значимость на геополитической карте. Наибольшее развитие получила углеводородная, ядерная и возобновляемая энергетики. Углеводородная энергетика исчерпала потенциал своего развития, и кроме того ведет к постепенному уменьшению запасов углеводородного сырья. Возобновляемая энергетика еще не получила необходимый технический уровень развития, чтобы прийти ей на смену. Поэтому если не ускорить развитие ядерной энергетики через несколько десятилетий мир может оказаться на грани энергетического кризиса. В связи с этим в последнее время большинство стран перешли на курс увеличения доли покрытия графиков электрических нагрузок атомными электрическими станциями (АЭС).

Одной из причин активного развития атомной энергетики является гораздо больший, чем у энергетического топлива, эквивалент цепной реакции деления. Для выработки энергии равной 1МВт-сут. требуется 1.2 г делящегося изотопа (уран-235). То есть несколько граммов делящегося изотопа урана-235 примерно равны 1 тонне нефти [ 1 ]

После нефтяного кризиса 1973 года развитые страны избрали курс на повышение своей энергетической безопасности посредством ядерной энергетики. Однако аварии на станции Three Mile Island в США в 1979 г. и на Чернобыльской АЭС в 1986 г. сразу вызвали протесты и резкое сокращение строительства атомных электростанций. Кроме того, значительно повысилась стоимость атомной энергии в связи с резким повышением требований к безопасности станций и соответственному их удорожанию. Крупная радиационная авария [2], произошедшая 11 марта 2011 года в результате сильнейшего в истории Японии

землетрясения и последовавшего за ним цунами подтверждает актуальность этой проблемы и в настоящее время.

В Российско-Французской декларации в области атомной энергетики, подписанной 1-го ноября 2013 года "Россия и Франция выражают взаимную заинтересованность по всему спектру вопросов мирного использования атомной энергетики". Особо в декларации было уделено внимание ядерной безопасности и ядерной физической безопасности.

Согласно решениям, которые были приняты на XXII ежегодной конференции Ядерного общества России в июне 2012 года в Санкт-Петербурге, основными направлениями повышения безопасности российских АЭС в постфукусимский период являются:

- удержание под контролем цепной ядерной реакции во всех режимах;

- обеспечение отвода тепла от ядерного топлива;

- удержание реактивных веществ в пределах границы, установленной проектом.

Институтом «Атомэнергопроект», ОКБ «Гидропресс» и Российским научным центром «Курчатовский институт» была совместно разработана концепции проекта АЭС повышенной безопасности. Концепция повышения безопасности атомных станций с ВВЭР-1000 включает:

• организацию мер по существенному снижению вероятности тяжелого повреждения или расплавления активной зоны.

• использование как активных, так и пассивных систем расхолаживания активной зоны в случае возникновения аварии.

Степень разработанности темы исследования

На современных атомных электрических станциях аварийный отвод остаточного тепловыделения реакторных установок в условиях обесточивания производится с питанием собственных нужд от дизель-генераторов (ДГ). При

этом происходит выброс теплоносителя через БРУ-А и не используется остаточное тепловыделение активной зоны реактора, в то время как при соответствующем изменении схемы энергоблока его можно использовать для электроснабжения собственных нужд станции. Ограниченное полезное использование резервных агрегатов только в аварийных ситуациях требует значительных затрат на поддержание их рабочего состояния. Кроме того, быстрый запуск ДГ отрицательно сказывается на их надежности вследствие появления температурных и механических напряжений.

Также активно развивается направление развития систем пассивного отвода тепла. Основными недостатками этих систем являются: большие капиталовложения, ограниченное полезное использование систем только в аварийных ситуациях при значительных затратах на поддержание рабочего состояния, зависимость систем от погодных условий.

Исходя из вышесказанного, актуальными являются разработка и обоснование новых альтернативных или дополнительных путей повышения безопасности атомных станций. Одним из таких путей может стать комбинирование АЭС с многофунциональными энергоисточниками.

Цель диссертационной работы - исследование и обоснование эффективных путей комбинирования влажно-паровых АЭС с многофункциональными установками, с целью повышения надежности отвода остаточного тепловыделения реакторов в аварийных ситуациях и повышение эффективности работы станции в штатном режиме.

Основные задачи диссертации

1. Разработка систем активного отвода тепла (САОТ) на базе комбинирования с многофункциональными установками.

2. Проведение предварительной оценки надежности электроснабжения собственных нужд АЭС при отводе остаточного тепловыделения реакторов через САОТ.

3. Проведение комплексного экономического анализа комбинирования АЭС с многофункциональными установками с.учетом снижения риска возникновения ущерба в результате разрушения активной зоны при возникновении аварий связанных с полным обесточиванием.

4. Определение показателей конкурентоспособности и сравнение разработанных схем комбинирования на базе влажно-паровой АЭС с многофункциональными установками.

Научная новизна исследования

1. Предложен способ использования остаточного тепловыделения АЭС для электроснабжения собственных нужд станции в аварийных ситуациях с полным обесточиванием.

2. Разработаны новые системы активного отвода тепла на базе комбинирования АЭС с дополнительной турбиной, водородным комплексом, парогазовой и газотурбинной установками.

Получено 4 патента РФ на изобретения.

3. Предложена методика предварительной оценки надежности электроснабжения собственных нужд АЭС при отводе остаточного тепловыделения реакторов с использованием дополнительных электрогенерирующих источников. (Получено свидетельство о регистрации соответсвующей программы ЭВМ).

4. При проведении экономического анализа комбинирования АЭС с многофункциональными установками учитывалось ежегодное снижение риска возникновения ущерба в результате разрушения активной зоны при возникновении аварий связанных с полным обесточиванием.

Теоретическая и практическая значимость работы

Дополнительные источники электроэнергии, такие как водородный комплекс, в сочетании с дополнительной турбиной, ГТУ, ПТУ позволяют повысить надежность электроснабжения собственных нужд АЭС в ситуациях с полным обесточиванием. Кроме того, они позволяют значительно повысить ее маневренность и конкурентоспособность, за счет дополнительной выработки электроэнергии в пиковые часы максимума электрической нагрузки.

Установка дополнительной турбины позволяет использовать остаточное тепловыделение реактора для генерации необходимой для собственных нужд станции электроэнергии при полном обесточивании. Кроме того, без существенной модернизации оборудования турбинного отделения, можно использовать увеличение тепловой нагрузки реактора для выработки дополнительной электроэнергии, тем самым повышая маневренность энергоблока.

Разработанные и запатентованные технические решения по повышению безопасности и эффективности АЭС с реакторами типа ВВЭР-1000 могут стать одним из вариантов при разработке перспективных энергоблоков, а также при модернизации уже существующих блоков.

Предложенная методика предварительной оценки надежности электроснабжения собственных нужд АЭС при отводе остаточного тепловыделения реакторов с использованием дополнительных электрогенерирующих источников позволяет выявить наиболее эффективные, с точки зрения повышения безопасности станции, установки. Данная методика может быть использована при комплексном сравнении и выборе наиболее эффективного варианта САОТ.

Экономический анализ, проводимый в диссертационной работе, позволяет комплексно оценить эффект от комбинирования АЭС с дополнительными энергоисточниками и выбрать наиболее эффективную систему. При этом

учитывается экономический эффект от работы САОТ на выработку дополнительной пиковой электроэнергии и от снижения риска возникновения аварии с расплавлением активной зоны реактора.

Предложенные схемы повышения безопасности и эффективности АЭС, а также методики оценки надежности электроснабжения собственных нужд и комплексного экономического анализа многофункциональных установок могут использоваться в учебном процессе аспирантами в исследовательских работах и студентами при дипломном проектировании.

Основные результаты диссертационных исследований были использованы в отчетах по научно-исследовательским работам Отдела энергетических проблем Саратовского научного центра РАН, связанным с повышением безопасности и эффективности АЭС в энергосистемах.

Методология и методы исследования

При определении основных показателей надежности электроснабжения собственных нужд АЭС на базе многофункциональных источников при полном обесточивании использовались элементы теории Марковских процессов. Построены различные графы состояний, которые были описаны с помощью дифференциальных уравнений, в результате решения которых были найдены основные показатели надежности предлагаемых систем.

Комплексный экономический анализ предлагаемых установок основан на методике оценки термодинамической эффективности циклов теплоэнергетических установок влажно-паровых АЭС и методике оценки технико-экономических показателей. Также учитывается экономический эффект от снижения риска, исходя из данных, полученных по методике оценки надежности электроснабжения собственных нужд АЭС и статистических данных ущерба от аварий с расплавлением активной зоны реактора.

Положения, выносимые на защиту

1. Способ использования остаточного тепловыделения активной зоны реактора типа ВВЭР-1000 для генерации в дополнительной паровой турбине электроэнергии, необходимой для отвода остаточного тепловыделения реакторов в аварийных ситуациях с полным обесточиванием.

2. Новые схемы систем активного отвода тепла на базе комбинирования АЭС с многофункциональными установками, работающими в штатном режиме на генерацию дополнительной электроэнергии.

3. Методика предварительной оценки основных показателей надежности электроснабжения собственных нужд АЭС в аварийных ситуациях с полным обесточиванием, при отводе остаточного тепловыделения реакторов с использованием дополнительных электрогенерирующих источников.

4. Результаты исследования комплексной экономической эффективности САОТ с учетом эффектов от повышения безопасности АЭС и генерирования дополнительной электроэнергии.

Апробация результатов исследования

Конференции (очное выступление с докладом):

- итоговая конференция конкурса ОАО "Концерна Росэнергоатом" "Знания молодых ядерщиков - атомным станциям". М.: НИЯУ МИФИ, 2012 г.

XIII международная научно-техническая конференция студентов, аспирантов и молодых ученых «Энергия-2013», г. Иваново: ИГЭУ имени В. И. Ленина (2-а доклада), 2013 г.

- Научно-практическая Интернет-конференция с международным участием "Bringing Science to Life: Наука и Жизнь".-Саратов: СГТУ им. Гагарина Ю.А., апрель 2013 г.

- XIII международная конференция "Безопасность АЭС и подготовка кадров". Сборник трудов. Обнинск: ИАТЭ, 2013 г.

- XII международная научно-техническая конференция «Современные научно-технические проблемы теплоэнергетики и пути их решения», г. Саратов, 2014 г.

Конкурсы:

1. 2-е призовое место на Всероссийском конкурсе ОАО "Концерна Росэнергоатом" "Знания молодых ядерщиков - атомным станциям". Октябрь 2012 г.

2. 1-е место на Конкурсе докладов Восьмой международной научно-технической конференции студентов, аспирантов и молодых ученых "Энергия-2013". Иваново: ФГБОУ ВПО ИГЭУ им. В. И. Ленина, 2013. Апрель 2013 г.

3. 2-е призовое место в Конкурсе докладов, организованном Некоммерческим партнерством "Российским Национальным Комитетом Международного совета по большим электрическим системам высокого напряжения", в рамках Восьмой международной научно-технической конференции студентов, аспирантов и молодых ученых "Энергия-2013". Иваново: ФГБОУ ВПО ИГЭУ им. В. И. Ленина, 2013. Апрель 2013 г.

4. Федеральный конкурс на получение стипендий Президента и Правительства РФ (2013) (Выиграл Правительственную стипендию).

5. Федеральный конкурс на получение стипендий Президента и Правительства РФ (2014) (Выиграл Президентскую стипендию).

Патенты и свидетельства:

1. Патент РФ №2488903. Система сжигания водорода в цикле АЭС с регулированием температуры водород-кислородного пара / Р.З. Аминов, А.Н. Байрамов, В.Е. Юрин // Заявка от 03.05.2012, опубл. 27.07.2013. Бюл. №21.

2. Патент РФ №2499307. Способ расхолаживания водо-охлаждаемого реактора при полном обесточивании АЭС / Р.З. Аминов, А.Н. Егоров, В.Е. Юрин // Заявка от 20.06.2012, опубл. 20.11.2013. Бюл. №32.

3. Патент РФ №2520979. Способ резервирования собственных нужд АЭС / Р.З. Аминов, В.Е. Юрин // Заявка от 04.03.2013. опубл. 27.06.2014. Бюл. №18.

4. Патент РФ № 2529508. Способ повышения маневренности АЭС / В.Е. Юрин // Заявка от 09.04.2013, опубл. 27.09.2014. Бюл. №27.

5. Свидетельство о гос. регистрации программы для ЭВМ №2013660800. Вероятностная оценка безопасности АЭС в состояниях обесточивания при общестанционном резервировании собственных нужд на основе постоянно действующих турбоустановок / Р.З. Аминов, М.В. Гариевский, В.Е. Юрин // Заявка от 06.08.2013, зарегистрировано 19.11.2013.

Публикации в изданиях, рекомендованных ВАК РФ:

1. Аминов Р.З. Сравнительная оценка эффективности АЭС с использованием сателлитной турбины / Р.З. Аминов, А.Н. Егоров, В.Е. Юрин // Вестник Саратовского государственного технического университета №4 (68) 2012. - С. 145-149

2. Аминов Р.З. Резервирование собственных нужд АЭС в условиях полного обесточивания на основе водородного цикла / Р.З. Аминов, А.Н. Егоров, В.Е. Юрин // Атомная энергия №4 (114) 2013. - С. 234-236.

3. Аминов Р.З. Вероятностная оценка безопасности АЭС в состояниях обесточивания при резервировании собственных нужд на основе водородного цикла / Р.З. Аминов, В.Е. Юрин // Труды Академэнерго №2, 2013. - С. 31-39.

4. Аминов Р.З. Оценка эффективности использования активной системы отвода остаточного тепловыделения при обесточивании на примере реактора ВВЭР-1000 / Р.З. Аминов, В.Е. Юрин // Известия РАН. Энергетика, №6, 2014. - С. 61-72

5. Аминов Р.З. Пути повышения безопасности АЭС на основе водородных технологий / Р.З. Аминов, В.Е. Юрин // Известия вузов. Ядерная энергетика, 2015, №1.-С. 20-27.

6. Аминов Р.З. Активная система отвода остаточного тепловыделения реактора ВВЭР-1000 / Р.З. Аминов, В.Е. Юрин, Д.А. Маркелов // Атомная энергия, 2015, т.118, № 5. - С. 261-266.

Публикации в других изданиях:

7. Аминов Р.З. Паро-водородный перегрев на АЭС с использованием сателлитной турбины / Р.З. Аминов, В.Е. Юрин // Тезисы докладов итоговой конференции конкурса ОАО "Концерна Росэнергоатом" научных работ студентов "Знания молодых ядерщиков - атомным станциям". М.: НИЯУ МИФИ, 2012.-С. 54-55.

8. Аминов Р.З. Резервирование собственных нужд АЭС на основе водородного цикла / Р.З. Аминов, В.Е. Юрин // XIII международная научно-техническая конференция студентов, аспирантов и молодых ученых «Энергия-2013»Материалы конференции. В 7 т. T.l-Иваново: ИГЭУ им. В.И. Ленина, 2013. - С.13-18.

9. Аминов Р.З. Оценка надежности электроснабжения собственных нужд АЭС / Р.З. Аминов, В.Е. Юрин // Материалы конкурса докладов по электроэнергетической и электротехнической тематикам молодежной секции РНК СИГРЭ. Иваново, апрель 2013. - С.67-77

10. Aminov R.Z. Reserving of own needs of NPP upon condition of full de-energization / R.Z. Aminov, V.E. Yurin // Materials of the scientific Internet conference with international participation "Bringing Science to Life".- Saratov: Saratov State Technical University. 2013. P. 79-81

11. Аминов Р.З. Пути повышения безопасности АЭС на основе водородных технологий / Р.З. Аминов, В.Е. Юрин // XIII международная конференция

"Безопасность АЭС и подготовка кадров". Сборник трудов. Обнинск: ИАТЭ, 2013 г. - С. 240-246.

Связь диссертационной работы с приоритетными научно-исследовательскими работами:

Данная диссертационная работа выполнялась

- на базе бюджетных тематик фундаментальных научных исследований Отделения энергетики, механики, машиностроения и процессов управления РАН:

1. «Развитие научных основ построения водородных циклов в интеграции с влажно-паровыми АЭС» в 2012-2014 гг.,

2. «Системные исследования и поиск путей повышения коэффициента использования установленной мощности АЭС в энергосистемах» в 2014-2017 гг.;

3. «Развитие научных основ построения водородных циклов в интеграции с влажно-паровыми АЭС» в 2014-2017 гг.;

- в рамках ежегодного конкурса РФФИ инициативных научных проектов, осуществляемых небольшими (до 10 чел.) научными коллективами или отдельными учеными (код - а):

1. «Развитие методологии системных исследований с поиском эффективных путей обеспечения вновь вводимых блоков АЭС базисной нагрузкой». № 11-0800052. Работа по проекту в 2013 г.

2. «Исследование и разработка систем активного отвода остаточного тепловыделения реактора в аварийных ситуациях». № 15-08-00063, 2015-2017 гг.

- в рамках Федеральной целевой программы «Научные и научно-педагогические кадры инновационной России» на 2009-2013 годы:

1. «Разработка научных основ адаптации АЭС к переменным графикам электрических нагрузок и повышения их безопасности в условиях системных аварий на основе развития водородных надстроек». Соглашение № 8184 от 23 июля 2012 г.;

- в рамках конкурса 2015 г. на получение грантов Российского научного фонда по приоритетному направлению деятельности Российского научного фонда

«Проведение фундаментальных научных исследований и поисковых научных исследований с привлечением молодых исследователей»:

1. «Разработка и исследование путей повышения безопасности и эффективности АЭС на основе многофункционального резервирования собственных нужд водородным комплексом». № 15-19-10027, 2015-2017 гг.

Объем и структура диссертации

Диссертационная работа включает в себя: введение, четыре главы, выводы по главам, общие выводы по диссертации, список использованных источников, состоящий из 82 наименований. Работа изложена на 115 страницах, содержит 16 рисунков, 23 таблицы.

Первая глава посвящена анализу современного состояния и направлений развития безопасности энергоблоков АЭС с ВВЭР в условиях крупных аварий связанных с полным обесточиванием. Рассмотрена статистика работы и история аварий на атомных электростанциях.

Во второй главе предложены и описаны разработанные системы активного отвода тепла активной зоны реактора, которые обеспечивают резервирование электроснабжения собственных нужд АЭС в случае полного обесточивания, а в штатном режиме выработку дополнительной мощности в сеть.

В третьей главе на основе статистики аварийных ситуаций и характеристик надежности основного оборудования предложена методика предварительной оценки показателей безопасности АЭС с использованием Марковских моделей. На основе предложенной методики проанализированы существующие и предложенные в первой главе схемы резервирования собственных нужд АЭС.

В четвертой главе проведена комплексная оценка общего экономического эффекта, от повышения безопасности и маневренности АЭС в результате комбинирования с дополнительными энергоисточниками. Проведена сравнительная оценка известных и разработанных установок.

Автор благодарит своего научного руководителя, лауреата премии Правительства РФ, Заслуженного деятеля науки и техники РФ, заведующего кафедрой ТАЭС, д.т.н., проф. Аминова Р.З.; сотрудников Отдела энергетических проблем Саратовского научного центра РАН: ведущего научного сотрудника, к.т.н. Шкрет А.Ф., старшего научного сотрудника, к.т.н. Байрамова А.Н., научного сотрудника к.т.н. Егорова А.Н.; д.т.н., проф. кафедры ТАЭС Хрусталева В.А. за оказанные консультации в процессе подготовки диссертационной работы.

Глава 1. Современный уровень и перспективные пути повышения безопасности энергоблоков АЭС с ВВЭР

1.1 Классификация и анализ аварийных ситуаций на АЭС с ВВЭР

Одной из наиболее частых причин возникновения аварийных ситуаций на АЭС является обесточивание. Причиной полного обесточивание могут служить как внутренние отказы, так и крупные аварии в энергосистеме, когда обесточиваются потребители электроэнергии, а мощные электростанции вынуждены полностью останавливать свою работу. Если на других типах электростанций останов агрегатов происходит без негативных последствий, то на атомных электростанциях для предотвращения плавления активной зоны необходимо расхолаживать реактор, что требует использование системы аварийного энергоснабжения, которая также имеет свою вероятность отказа.

По данным [3] преобладающая часть аварий недоотпуска электроэнергии (80-90%) приходится на аварии в электрических сетях. Аварии на электростанциях вносят значительно меньший вклад (10-20% суммарного недоотпуска). Основная часть аварийных ситуаций вызывает небольшой недоотпуск электроэнергии или проходит без нарушения электроснабжения потребителей. Только порядка четвертой части общего количества аварий сопровождается значительным недоотпуском, превышающим 50 тыс. кВт*ч. Недоотпуск электроэнергии потребителям в результате крупных аварий составляет 80 - 95% суммарного недоотпуска из-за всех учтенных как аварии нарушений режима.

Классификация крупных аварий по их причинам возникновения и развития показывает, что 50 - 60% ситуаций, происходит из-за стихийных явлений; аварии, развитие которых произошло по вине персонала энергосистем, составляют 10 -25%; по вине других организаций (строительных, монтажных, ремонтных, наладочных, проектных) 4 - 10%; по вине посторонних организаций (таких как

заводы-изготовители оборудования и аппаратуры) 8 - 18%; по прочим причинам происходит 4 - 15% всех крупных аварий [3].

По принятой классификации к системным авариям относятся:

- нарушение устойчивости и разделение энергосистемы (ОЭС, ЕЭС), вызвавшие отключение потребителей суммарной мощностью свыше 5% нагрузки отделившейся части;

- длительная работа энергосистемы (ОЭС, ЕЭС) с частотой ниже установленного предела (в обычных условиях ниже 49,5 Гц продолжительностью более 1 ч.);

- вызванные стихийными явлениями массовые повреждения линий электропередач, которые привели к отключению потребителей общей мощностью свыше 10% нагрузки всей энергосистемы.

Установка дополнительных электрогенерирующих установок для резервирования собственных нужд атомных станций дает наибольший выигрыш при размещении станции в зоне со слабой энергосистемой и недостатком мощностей резервирования, а также в обладающих сильными связями энергосистемах, основную часть времени работающих практически не имея резерва пропускной способности. В этих случаях возможны системные аварии с каскадным (цепочечным) развитием аварийных процессов.

Анализ возникновения и развития системных аварий показывает, что они являются следствием ряда утяжеляющих аварийные процессы факторов. Из которых к основным относятся: ограничение резерва мощности; недостаточная пропускная способность электрических связей; нарушения в работе устройств релейной защиты и автоматики; недостаточная оснащенность энергообъектов средствами автоматической противоаварийной защиты; ошибочные действия персонала; недостаточно надежная работа оборудования.

В ходе анализа аварийных ситуаций имевших место на атомных станциях ряда стран, были выявлены наиболее крупные системные аварии и показаны в Таблице 1.

Таблица 1- Краткий перечень крупных системных аварий с фунционирующими АЭС, их причины и уровень развития [4]

1961 США 13 июня были обесточены четыре энергосистемы Нью-Йорка. В основном пострадал центральный район Манхэттен.

1965 США 28 января прекратилось электроснабжения на территории Айовы -Среднем Западе США, и еще в пяти штатах. Более 2 млн. человек остались без электроэнергии на 2,5 часа.

1965 США 11 апреля, по прошествии торнадо, произошли отключения электроснабжения от Индианы до Сент-Луиса и Айовы.

1965 США Канада 9 ноября на территории восьми штатов северо-востока США без света остались территории общей площадью более 80 тыс. кв. миль. За 13 минут без света оказались города от Онтарио (17:15) до Нью-Йорка (17:28). Она началась в 17 ч 16 мин, когда из-за неправильного действия реле мощности пять линий, отходящих от ГЭС «Сэр Адам Бэк» на запад, отключились. Обесточивание длилось 11 часов 29 мин.

1976 США 4 июля 85% территории штата Юта и юго-запад Вайоминга оставались без электроснабжения от 1,5 до 6 часов.

1977 США Благодаря попаданию молнии в линии электропередач Нью-Йорк с пригородами погрузился во тьму с 13 по 14 июля.

1994 США Каскадные аварийные отключения электроэнергии на северо-западе США.

1996 США Продолжились аварийные каскадные отключения электроэнергии на северо-западе США, при этом наблюдалось возрастание острой нехватки мощности.

1997 США В октябре злоумышленники произвели отключение электроэнергии в Сан-Франциско.

1998 США В декабре в Сан-Франциско электроснабжение отсутствовало в течение семи часов.

1999 США В июле Нью-Йорке оставался без электричества на протяжении 19 часов.

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Юрин, Валерий Евгеньевич, 2015 год

Список литературы

1. Андрушечко С.А. АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта / С.А. Андрушечко, A.M. Афров, Б.Ю. Васильев и др. - М.: Логос, 2010. - 604 с.

2. Mycle Schneider. The World Nuclear Industry Status Report 2014 / Mycle Schneider, Antony Froggatt et al. // A Mycle Scheneider Consulting Project. Paris, London, Washington, D.C., July 2014.

3. Совалов С.А. Режимы Единой энергосистемы / С.А. Совалов - М.: Энергоатомиздат, 1983. - 384с.

4. РИА Новости. Крупные энергетические аварии в мире в 2005-2012 гг. [Электронный ресурс]. - Режим flociyna:http://ria.ru/spravka/20121115/910896424.html.

5. Аминов Р.З. Использование газотурбинных установок для резервирования собственных нужд АЭС / Р.З. Аминов, В.М. Батенин, П.Л. Ипатов и др. // Теплоэнергетика. 2006. - №12. - С. 25-28.

6. Тевлин С.А. Атомные электрические станции с реакторами ВВЭР-1000: учебное пособие для вузов. — 2-е изд., доп. / С.А. Тевлин — М.: Издательский дом МЭИ, 2008.-358 с.

7. Маргулова Т.Х. Атомные электрические станции. Учебник для вузов. - Изд. 5-е. - М.: Высшая школа, 1994. 289 с.

8. Sabah J. Large diesel generators for nuclear power stations and processing industry / Sabah J., Zaharija-Tiska D., Strbuncelj Z. // Koncar journal. 1988. N1. P.41-47.

9. Токмачев В. Г. Требования к системам аварийного электроснабжения АЭС на базе дизель-генераторов / В.Г. Токмачев // Энергетическое строительство. - М. 1990. С.68-69.

10. Station blackout. Regulatory Guide 1.155 // Nuclear Regulatory Commission. USA.1988.

11. Muralidharan R., Chexal V. K. Increasing diesel start time for a boiling water reactor (BWR/6) using the new emergency core cooling system approach // Nuclear Technology. 1987. Vol. 78. N 1. P. 13-23.

12. Швыряев Ю.В., Морозов В.Б. и др. Результаты откорректированного ВАБ для АЭС повышенной безопасности с ВВЭР-1000 // Седьмой международный форум по обмену информации "Анализ безопасности АЭС с реакторами типа ВВЭР и РБМК" (ФОРУМ-7, 28-30 октября 2003,. Словакия).

13. Острейковский В.А., Швыряев Ю.В. Безопасность атомных станций. Вероятностный анализ. - М.: ФИЗМАТЛИТ, 2008. С. 19-28.

14. Nuclear Regulatory Commission. An assessment of Accident Risks in US Commercial Nuclear Power Plant (Raector Safety Study) // Rep. Wash-1400.-Washington, DC, 1975.

15. Биркховер А. Исследование риска при эксплуатации атомных элеткростанций в ФРГ / А. Биргховер // Бюллетень МАГАТЭ.-1980.-Кк.22, №5/6.

16. Клемен А.И., Емельянов B.C., Морозов В.Б. Расчет надежности ядерных энергетических установок. Марковская модель.-М.: Энергоиздат, 1982.- 208 с.

17. Острейковский В.А. Теория надежности / В.А. Острейковский.- М.: Высшая школа, 2003, 436 с.

18. Шиверский Е.А., Клемин А.И., Поляков Е.Ф. Программа ЭВМ для расчетанадежности блока АЭС и его систем с помощью метода "дерева отказа" // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физ. и техн. ЯР. -М., 1980. -№1/10. С.59-63.

19. Акулова Л.Г. О стохастической сложности вычисления надежности булевых систем / Л.Г. Акулова.-Ярославль: ЯГУ, 1983. -15с. Депон. в ВИНИТИ №5885-83.

20. Рябинин И.А. Надежность и безопасность сложных систем / И.А. Рябинин. -СПб.: Политехника, 2000. -248 с.

21. Нормы радиационной безопасности. НРБ-99, СП 2.6.1.758-99.-Главный государственный санитарный врач Российской Федерации, 1999.

22. Типовое содержание технического обоснования безопасности атомных станций (ТС ТЩБ АС-85).-М.: Энергоатомиздат, 1987.

23. Токмачев В.Г. Вероятностные анализы безопасности первого реактора PWR. Атомная техника за рубежом / Г.В. Токмачев. -1988.-№12-С.18-22.

24. Токмачев Г.В. Состояние и тенденции развития вероятностных анлизов безопасности атомных станций / Г.В. Токмачев // Новости науки и техники. Атомная -1988.-№12-С. 18-22.

25. Швыряев Ю.В. Вероятностный анализ безопасности атомных станций. Методика выполнения / Ю.В. Швыряев, А,Ф. Барсуков, J1.B. Векслер.-М.: Ядерное общество. 1992.-264 с.

26. Швыряев Ю.В. Вероятностное моделирование аварийных последовательностей для АЭС с ВВЭР-440 / Ю.В. Швыряев, A.A. Деревянкин, Г.В. Токмачев // Атомная энергия.-1992.- Т.73. вып.1. - С.54-59.

27. Швыряев Ю.В. Оценка влияния надежности действий оперативного персонала на безопасность работы АЭС /Ю.В. Швыряев, Д.К. Федотов, A.A. Деревянкин // Электрические станции.- 1988. -№4. -С.6-8.

28. Отраслевая научно-техническая программа "Полномасштабный ВАБ действующих АЭС с реаторами ВВЭР".-М.: Концерн "Роэнергоатом", 1993.

29. Беркович В.М. Создание энергоблоков АЭС с реакторами ВВЭР нового поколения / В.М. Беркович, А.Б. Малышев, Ю.В. Швыряев // Теплоэнергетика. 2003. - №11. - С.2-9.

30. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций при проектировании, сооружении и эксплуатации (ОПБ-88/97) // Сборник нормативных материалов по безопасности АЭС. - М.: Энергоатомиздат, 1999.

31. Госатомнадзор Российской Федерации. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций ОПБ-88/97. ПНАЭ Г-01-011-97, Москва, 1997 г.

32. Федеральное агенство по атомной энергии. АЭС-2006. Техническое задание на разработку базового проекта. Москва, 2006 г.

33. Солодовников А.С. Использование методов вероятностного анализа безопасности для дальнейшего совершенствования АЭС с ВВЭР/ А.С. Солодовников, А.В. Молчанов // Теплоэнергетика. 2004. - №2. - С.2-4.

34. Беркович В.М. Особенности проекта АЭС нового поколения с реактором ВВЭР-1000 повышенной безопасности / В.М. Беркович, И.И. Копытов, Г.С. Таранов, М.Б. Мальцев // Теплоэнергетика. 2005. - №1. - С.9-15.

35. Лескин С.Т., Шелегов А.С., Слободчук В.И. Физические особенности и конструкция реактора ВВЭР-1000: Учебное пособие. М.: НИЯУ МИФИ, 2011. - С. 25-33.

36. International atomic energy agency, The Safety of Nuclear Power: Strategy for the Future, Proc. of a Conf., IAEA, Vienna, 1991.

37. Gauntt Randall. Fulcushima Daiichi Accident Study Report / Randall Gauntt, Donald Kalinich, Jeff Cardoni [et al.] // Sandia National Laboratories. 2012. 298p.

38. Tanaka, Т., et al., Examination of Natural Circulation and Heat Removal by Steam Generator, Proc. of the 6th International Conference on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-6), №N6P054, Nara, Japan, 2004.

39. Oilcawa, H., et al., Safety System Improvement for the Next Generation BWR, Proc. Fifth Internal Conference on Nuclear Engineering (ICONE-5), No-2538, Nice France, 1997.

40. Vijayan P., et al., Safety features in nuclear power plants to eliminate the need of emergency planning in public domain, Academy Proceedings in Engineering Sciences, Vol. 38, Issue 5, pp. 925-943.

41. Безлепкин В.В. Совершенствование системы пассивного отвода тепла через парогенератор на реакторной установке с ВВЭР-1200 в свете событий на АЭС «Фукусима» / Безлепкин В.В., Семашко С.Е., Алексеев С.Б., Варданидзе Т.Г., Петров Ю.Ю. II. Материалы 8-й международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». / Подольск: ФГУП ОКБ «Гидропресс». 28-31 мая 2013.

42. Бахметьев A.M. Задачи расчетно-экспериментального обоснования СПОТ ЗО для АЭС нового поколения / Бахметьев A.M., Болынухин М.А., Бабин В.А., Хизбуллин A.M., Макаров О.В., Семашко С.Е., Сидоров В.Г., Ивков И.М., Семашко С.Е., Алексеев С.Б. II. Материалы 5-й международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» / Подольск: ФГУП ОКБ «Гидропресс». 29 мая — 1 июня 2007.

43. Lelcakh, В., Наи, К., Ford, S., ACR-1000 Passive Features, Proceedings of ICONE14, Miami, Florida, USA, July 2006.

44. Ishii, M., et al., Second Scaling and Scientific Design Study for GE ESBWR Relative to PUMA Facility with Volume Ratio of 1/475, Purdue University, Report PU-NE-04-04, 2004.

45. Schulz, T.L., Westinghouse API000 advanced passive plant, Nuclear Engineering and De-sign и Volume 236, Issues 14-16, August 2006, pp. 1547-1557.

46. АЭС с ВВЭР: Режимы, характеристики, эффективность / Р.З. Аминов, В.А. Хрусталев и др. - М: Энергоатоиздат 1990. С. 25-51.

47. Патент РФ №2499307. Способ расхолаживания водо-охлаждаемого реактора при полном обесточивании АЭС / Р.З. Аминов, А.Н. Егоров, В.Е. Юрин // Заявка от 20.06.2012, опубл. 20.11.2013. Бюл. №32.

48. Владимиров В. И. Практические задачи по эксплуатации ядерных реакторов / В. И. Владимиров - 4-е изд., перераб. и доп.- М. :Энергоатомиздат, 1986 - С. 190194.

49. Выговский С.Б. Физические и конструкционные особенности ядерных энергетических установок с ВВЭР: учебное пособие / С.Б. Выговский, Н.О. Рябов, А.А. Семенов и др. - М.: НИЯУ МИФИ, 2011. С. 205-208.

50. Щегляев А.В. Паровые турбины. Том 1 - Теория теплового процесса и конструкции турбин. Учебник для вузов: в 2 кн. Кн. 1. 6-е изд., переработанное, дополненное проф. Б. М. Трояновским. М.:Энергоатомиздат, 1993 г. С.231-233.

51. Васильев В.А. Определение КПД турбопитательной насосной установки термодинамическим способом / В.А. Васильев // Вестник ЮУрГУ, №1, 2005. С.162-167.

52. Аминов Р.З. Активная система отвода остаточного тепловыделения реактора ВВЭР-1000 / Р.З. Аминов, В.Е. Юрин, Д.А. Маркелов // Атомная энергия, 2015, т.118, № 5. - С. 261-266.

53. Аминов Р.З. Резервирование собственных нужд АЭС в условиях полного обесточивания на основе водородного цикла / Р.З. Аминов, А.Н. Егоров, В.Е. Юрин // Атомная энергия №4 (114) 2013. -С. 234-236.

54. Патент РФ №2488903. Система сжигания водорода в цикле АЭС с регулированием температуры водород-кислородного пара / Р.З. Аминов, А.Н. Байрамов, В.Е. Юрин // Заявка от 03.05.2012, опубл. 27.07.2013. Бюл. №21.

55. Аминов Р.З. Пути повышения безопасности АЭС на основе водородных технологий / Р.З. Аминов, В.Е. Юрин // Известия вузов. Ядерная энергетика, 2015, №1, С. 20-27.

56. Аминов Р.З., Хрусталев В.А. Эффективность энергокомплексов на базе АЭС при комбинировании с дополнительными источниками энергии с учетом факторов риска // Теплоэнергетика. 2015. - №2. - С.55-62.

57. Патент РФ №2520979. Способ резервирования собственных нужд АЭС / Р.З. Аминов, В.Е. Юрин // Заявка от 04.03.2013, опубл. 05.05.2014 г. Бюл. №18.

58. Аминов Р.З. Сравнительный анализ систем активного и пассивного отвода тепла активной зоны реактора ВВЭР-1000 в условиях обесточивания / Р.З. Аминов, В.Е. Юрин, А.Н. Егоров, Д.О. Башлыков // Известия РАН. Энергетика.

59. Патент РФ № 2529508. Способ повышения маневренности АЭС / В.Е. Юрин // Заявка от 09.04.2013, опубл. 27.09.2014. Бюл. №27.

60. Аминов Р.З. Вероятностная оценка безопасности АЭС в состояниях обесточивания при резервировании собственных нужд на основе водородного цикла / Р.З. Аминов, В.Е. Юрин // Труды Академэнерго №2, 2013. -С. 31-39.

61. Гладышев Г.П., Аминов Р.З., Гуревич В.З. и др. Надежность теплоэнергетического оборудования ТЭС и АЭС / Под ред. А.И. Андрющенко. -М.: Высшая школа, 1991. -С. 144-151.

62. Аминов Р.З. Методические вопросы оценки безопасности АЭС при обесточивании и нарушении связей с системой / Р.З.Аминов, В.И. Игнатов // Атомная энергия. 2002. -т. 92. Вып.1. С.82-84.

63. Балаковская АЭС. Рабочие чертежи. Материалы изысканий. Дополнительные гидрометеорологические данные. Свердловск, «Теплоэлектропроект» Уральское отделение, 1980 г.

64. Малевинский Г.В. Вероятностный анализ безопасности АЭС «Библис» (ФРГ). - Энергохозяйство за рубежом, 1990, №4, С. 20-24.

65. Свидетельство о гос. регистрации программы для ЭВМ №2013660800. Вероятностная оценка безопасности АЭС в состояниях обесточивания при общестанционном резервировании собственных нужд на основе постоянно действующих турбоустановок / Р.З. Аминов. М.В. Гариевский, В.Е. Юрин //Заявка от 06.08.2013, зарегистрировано 19.11.2013,.

66. Аминов Р.З. Векторная оптимизация режимов работы электростанций / Р.З. Аминов - М.:Энергоатомиздат, 1994. - 340 с.

67. Самойлов О.Б. Безопасность ядерных энергетических установок: Учебное пособие для вузов / О.Б. Самойлов, Г.Б. Усынин, A.M. Бахметьев.-М.: Энергоатомиздат, 1989. С. 172-174.

68. Байрамов А.Н. Эффективность интеграции АЭС с водородным энергетическим комплексом: дис. ... канд. тех. наук: 05.14.01: защищена 20.04.10: утв. 17.09.10. -М., 2010. - 142 с.

69. Попырин J1.C., Штромберг Ю.Ю., Дильман М.Д. Надёжность парогазовых установок // Теплоэнергетика. 1999. - №7. - С.50-53.

70. Introduction to the AES-2006 NPP design based on WER (PWR) [Электронный ресурс]. URL:

http://www.atomeromu.hu/download/1675/AES%202006%20reaktor.pdf (дата

обращения: 16.09.14).

71. ГП "Уральский Электрохимический Комбинат". [Электронный ресурс]. -Режим доступа: http://www.midural.ru/ek.ru/dbo.enteфrise/78/Default.htm.

72. Топливные элементы - источники питания будущего. [Электронный ресурс]. — Режим доступа: http://www.mconline.ru/post/15022.

73. Шпильрайн Э. Э. Введение в водородную энергетику / С. П. Малышенко, Г. Г. Кулешов - М.: Энергоатомиздат, - 1984. - 264с.

74. Байрамов А. Н. Оценка удельных капиталовложений в цилиндрические ёмкости для хранения газообразного водорода / Р. 3. Аминов, А. Н. Байрамов // Известия Высших учебных заведений. Проблемы энергетики. 2007. - № 5-6. -С.69-77.

75. ГОСТ СССР 9617-76. Сосуды и аппараты. Ряды диаметров. - Введ. 1978—01— 01. -М.: Изд-во стандартов, 1976. -4 с.

76. Тахтамышев А.Г. Примеры расчета стальных конструкций / А. Г. Тахтамышев. - 2-е. - М.: Стройиздат, 1978. - 239 с.

77. Cost Power Generation Technologies / National Renewable Energy Laboratory. -Black & Veatch Corporation, 2012.- 106 c.

78. Аминов P.3. Оценка экономической эффективности различных вариантов повышения надежности резервирования собственных нужд АЭС / Р.З. Аминов, А.Ф. Шкрет, М.В. Гариевский // Проблемы совершенствования топливно-энергетического комплекса: Сб. науч. тр. Саратов:. Изд-во Сарат. ун-та, 2004. Вып. 3. С. 46-56.

79. Закупки Росатом [Электронный ресурс]. URL: http://zakupki.rosatom.ru (дата обращения: 16.09.2014).

80. Коротеев A.C. Перспективы использования водорода в транспортных средствах/ А. С. Коротеев, В. В. Миронов, В. А. Смоляров // International Scientific Journal for Alternative Energy and Ecology. ISJAEE. 2004. - №1(9). - Режим доступа: http://isjaee.hydrogen.

81. Патент РФ №2415497. Способ эксплуатации электрохимического генератора на основе водородно-кислородных топливных элементов в вакууме / И.Н. Глухих, В.Ф. Челяеф // Заявка от 15.03.2010, опубл. 27.03.2011. Бюл. №9.

82. Цанев C.B., Буров В.Д., Ремезов А.Н. Газотурбинные и парогазовые установки тепловых электростанций. М.: Издательский дом МЭИ, 2009. -С. 8-10.