Диссертационная работа:

Горбунов Юрий Сергеевич. Разработка, создание и применение на АЭС с ВВЭР-1000 системы прямого измерения расхода пара в паропроводах парогенераторов : дис. ... канд. техн. наук : 05.14.03 Москва, 2007 145 с. РГБ ОД, 61:07-5/2112

ВВЕДЕНИЕ 6

ГЛАВА 1. СОСТОЯНИЕ ВОПРОСА И ПОСТАНОВКА ЗАДАЧ
ИССЛЕДОВАНИЯ ." 9

1.1 Измерения и поддержания уровня воды в ПГВ-1000 9

1. Измерение уровня воды в парогенераторах 9

2. Определение запаса воды в ПГВ при динамических режимах 14

3. Поддержание и регулирование уровня в парогенераторах 14

1.2 Особенности регулирования ПГВ-1000 в динамических режимах
энергоблока 21

Выводы к главе 1 и постановка задач исследования 26

ГЛАВА 2. РАЗРАБОТКА СИСТЕМЫ ПРЯМОГО ИЗМЕРЕНИЯ
РАСХОДА ПАРА В ПАРОПРОВОДЕ ПГВ-1000 28

2.1 Основные требования к системе измерения 28

4. Требования к расходомерному устройству 28

5. Требования к схеме измерения 29

2. Обоснование выбора метода измерения расхода пара в паропроводах парогенераторов ПГВ-1000 31

3. Выбор и оптимизация схемы измерения расхода 37

4. Выбор конструкции пневмометрической трубки для паропровода

парогенератора ПГВ-1000 39

2.4.1 Калибровка пневмометрической трубки 43

2.5 Разработка блока и алгоритма вычисления расхода 48

1. Функции блока вычисления 48

2. Разработка алгоритма вычисления расхода пара 52

3. Калибровочные характеристики блока вычисления 57

ГЛАВА 3. ИСПЫТАНИЯ СИСТЕМЫ ИЗМЕРЕНИЯ РАСХОДА ПАРА
НА СТЕНДЕ ПСБ ВВЭР 60

4. Описание схемы измерения расхода пара 60

5. Методика подготовки и проведения испытаний 63

6. Методика обработки результатов 66

7. Результаты испытаний 68

3.5 Исследование влияния влажности пара на работу измерительной
системы 71

Выводы к главе 3 76

ГЛАВА 4. ПРОМЫШЛЕННЫЕ ИСПЫТАНИЯ СИСТЕМЫ ИЗМЕРЕНИЯ РАСХОДА ПАРА НА БЛОКЕ №3 БАЛАКОВСКОЙ АЭС 77

8. Цели испытаний 77

9. Описание схемы установки пневмометрических трубок и схемы измерений 77

10. Методика подготовки и проведения испытаний 81

ГЛАВА 5. РЕЗУЛЬТАТЫ ИСПЫТАНИЯ СИСТЕМЫ ПРЯМОГО ИЗМЕРЕНИЯ РАСХОДА ПАРА НА БЛОКЕ №3 БАЛАКОВСКОЙ АЭС83

11. Испытания в стационарных режимах работы энергоблока 83

12. Испытания в переходных режимах работы энергоблока 87

13. Испытания в динамических режимах работы энергоблока 93

14. Режим со срабатыванием аварийной защиты (A3) 93

15. Режим с отключением одного ГЦН из четырех работающих 95

16. Режим с подключением одного ГЦН к трем работающим 100

Выводы к главе 5 104

ГЛАВА 6. ИСПОЛЬЗОВАНИЕ СИСТЕМЫ ПРЯМОГО ИЗМЕРЕНИЯ
РАСХОДА ПАРА ОТ ПГВ-1000 ДЛЯ РАСЧЕТА ТЕПЛОВОЙ
МОЩНОСТИ РЕАКТОРА 105

ЗАКЛЮЧЕНИЕ 113

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ 115

ПРИЛОЖЕНИЕ 1 (Таблицы опытных данных измерения расхода пара в ПГВ-1000 при динамических режимах блока №3 Балаковской АЭС) 125

ПРИЛОЖЕНИЕ 2 (Расчет определения погрешностей измерений

параметров I и II контуров блока № 3 Балаковской АЭС) 129

Перечень сокращений:

A3 - аварийная защита

АКНП - аппаратура контроля нейтронного потока

АСНИ - автоматическая система накопления информации

АЭС - атомная электростанция

БРУ-А - быстродействующая редукционная установка

БЩУ - блочный щит управления

ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор

ГО - герметичная оболочка

ГПК - главный паровой коллектор

ГЦН - главный циркуляционный насос

ГЦТ - главный циркуляционный трубопровод

ДПЗ - датчик прямого заряда

ЖКИ - жидкокристаллический индикатор

ИК - измерительный канал

ИПУ - импульсное предохранительное устройство

КИП - контрольно-измерительные приборы

КИУМ - коэффициент использования установленной мощности

КТ1 - блок вычисления (корректор тока)

ЛМЗ - Ленинградский механический завод

МКУ - минимально контролируемый уровень мощности реактора

ОПБ - Общие положения по обеспечению безопасности атомных станций

ОРП - основной регулятор питания

ПВД - подогреватель высокого давления

ПГВ - парогенератор горизонтальный водяной

ПДЛ - погруженный дырчатый лист

ПК - Предохранительный клапан

ПНАЭ Г - Правила и нормы, применяемые в атомной энергетике

ПНД - подогреватель низкого давления

ПОРП - пуско-остановочный регулятор питания

РБМК - реактор большой мощности канальный

РКТ - регулирующий клапан турбины

РОМ - устройство разгрузки и ограничения мощности

РПК - регулирующий питательный клапан

РУ - реакторная установка

САР - система автоматического регулирования

СВРК - система внутриреакторного контроля

СИРП - система измерения расхода пара

СК - стопорный клапан

СУЗ - система управления и защиты реактора

ТГ - турбогенератор

ТПН - турбопитательный насос

ТЭС - тепловая электростанция

УВС - унифицированная вычислительная система

УКТС - унифицированный комплекс технических средств

УСД - уравнительный сосуд двухкамерный

УСО - уравнительный сосуд однокамерный

ХТЗ - Харьковский турбинный завод

ЦВД - цилиндр высокого давления

ЦП - циркуляционная петля

Энергетическая стратегия России на период до 2020 года [1] предусматривает увеличение доли производства электроэнергии на атомных станциях. В Европейской части России эта доля даже при умеренном варианте развития экономики должна возрасти к 2020 году до 32 %. Общая мощность всех АЭС России при этом должна увеличиться до 40 ГВт при среднем КИУМ порядка 85 %.

Основными производителями электроэнергии в атомной энергетике России являются АЭС с реакторами ВВЭР и РБМК. Так в 2005 г. на АЭС с реакторами ВВЭР было выработано 73829,9 млн.кВт-ч, а с реакторами РБМК и несерийных энергоблоков - 74792,4 млн. кВт-ч.

Увеличение суммарной мощности АЭС может быть обеспечено с помощью решения ряда задач, одной из которых является повышение эффективности выработки электроэнергии на действующих энергоблоках АЭС и увеличение к.п.д. энергоблоков за счет улучшения их эксплуатационных характеристик и режимов работы. Дополнительная выработка электроэнергии при этом на действующих АЭС может составить более 7 млд.кВт-ч в год, что равноценно вводу мощности 1 ГВт при удельных капитальных затратах порядка 200 долл/кВт. Улучшение эксплуатационных характеристик АЭС способствует также повышению их надежности и безопасности [1].

Настоящая работа посвящена проблеме улучшения эксплуатационных характеристик парогенераторов ПГВ-1000 реактора ВВЭР-1000 на основе разработки и внедрения системы измерения расхода генерируемого пара.

Парогенератор реактора ВВЭР-1000 является важнейшим элементом энергоблока АЭС. Повышение эффективности, надежности и безопасности работы парогенератора в значительной степени определяется системой поддержания и регулирования в нем в заданных пределах уровня воды. Особенно это важно в переходных режимах работы энергоблока, когда

изменяется мощность реактора, а следовательно, и паропроизводительность (расход пара).

Известно, что изменение уровня воды в парогенераторе может привести к увеличению влажности пара и уменьшению необходимого запаса воды в парогенераторе. Изменение этих параметров выше допустимых значений по условию безопасной эксплуатации, снижает эффективность реакторной установки, увеличивает вероятность возникновению аварийных ситуаций.

Необходимым элементом системы автоматического регулирования уровня воды в парогенераторе является сигнал по расходу пара. Способ измерения расхода генерируемого пара определяет качество системы регулирования уровня воды в ПГ и поддержание материального баланса «рабочего тела».

Первоначально, в системе автоматического регулирования (САР) для измерения расхода пара были использованы стандартные сужающие устройства - диафрагмы. Исследования динамических характеристик парогенераторов с сигналом по расходу пара, полученные с помощью диафрагм, показали, что типовая трехимпульсная схема регулятора питания с сигналами по расходу

»

пара, расходу питательной воды и уровню в парогенераторе работоспособна и обеспечивает достаточно удовлетворительное качество регулирования при различных видах возмущений. В тоже время эти испытания показали, что вследствие увеличения гидравлического сопротивления из-за установки диафрагм возникают значительные потери давления пара. В результате этого заметно снижалась экономичность работы энергоблока. По этой причине Генеральным проектировщиком было принято решение о демонтаже диафрагм на паропроводах парогенераторов [2].

В настоящее время на действующих АЭС с ВВЭР отсутствует прямое измерение расхода пара, а в качестве сигнала по расходу пара используется разность температур теплоносителя первого контура на входе и выходе из ПГ, косвенно отражающий значение расхода пара. Однако этот сигнал имеют ряд недостатков, а именно обладает большой инерционностью (до 30 секунд) и недостаточной надежностью, так как формируется с помощью двух термопар на

один парогенератор. При выходе из строя одной из восьми термопар на регулятор питания будет поступать сигнал, вызывающий его ложное срабатывание, что может привести к аварийному останову блока.

Сравнение результатов испытаний описанных выше систем регулирования показало также, что при использовании сигнала по разности температур отклонение уровня в парогенераторе при переходных процессах на 60 % больше, чем при использовании сигнала по расходу пара. В зависимости от масштаба возмущения это может привести к срабатыванию аварийных защит и останову блока.

Поэтому оптимальным решением, обеспечивающим повышение надежности, безопасности и экономичности работы энергоблоков является возврат к получению прямого сигнала по расходу пара. Однако устройство, обеспечивающее прямое измерения расхода пара в паропроводах парогенераторах ПГВ-1000, должно быть лишено недостатков, присущих сужающим устройствам. Разработка такого устройства, проведение его испытаний на экспериментальном стенде и энергоблоке № 3 Балаковской АЭС является основным содержанием настоящей диссертационной работы.

В данной работе, на основе обзора существующих методов измерения расходов (теплоносителя) делается выбор в пользу использования для измерения расхода пара в паропроводах ПГВ-1000 пневмометрической измерительной трубки малого диаметра, обладающей незначительным гидравлическим сопротивлением.

Выполненная работа является частью комплекса работ, проводимых в «Лаборатории сепарационных и гидродинамических исследований процессов парогенерирующего оборудования АЭС» ФГУП «ЭНИЦ», направленных на совершенствование системы измерения уровня и запаса воды, а также по улучшению качества регулирования уровня воды в ПГ при переходных режимах энергоблока ВВЭР-1000.

Результаты разработки системы измерения расхода пара внедрены в промышленную эксплуатацию на энергоблоке № 3 Балаковской АЭС.