Search

Запропоновано алгоритм, який дозволяє достатньо точно і без значного обсягу обчислень провести тепловий розрахунок парогенератора атомної електростанції. Результати розрахунків за запропонованим алгоритмом добре узгоджуються з реальними даними. An algorithm that allows to carry out a thermal calculation of a steam generator of a nuclear power plant with sufficient accuracy and without a significant amount of computation is proposed. The calculations results according to the proposed algorithm are in good agreement with the real data. Предложен алгоритм, который позволяет достаточно точно и без значительного объема вычислений провести тепловой расчет парогенератора атомной электростанции. Результаты расчетов по предложенному алгоритму хорошо согласуются с реальными данными.

На основі даних про хімічний склад теплоносія в першому контурі АЕС з ВВЕР-1000 визначено верхню та нижню межі його електропровідності. За розрахованими значеннями електропровідності за відсутності борної кислоти у розчині, запропоновано два можливих варіанти функції приналежності. Ці функцію будуть використані у алгоритмі визначення наявності пари у теплоносії. Based on the data of the chemical composition of the primary circuits’ heat carrier at the NPP with WWRP-1000, the upper and lower limits of its electrical conductivity are determined. According to the calculated of electrical conductivity values, without the boric acid in the solution, two possible variants of the membership function are proposed. This function could be useful in the algorithm for determining the steam presence in the heat carrier. На основе данных о химическом составе теплоносителя в первом контуре АЭС с ВВЭР-1000 определены верхняя и нижняя границы его электропроводности. По рассчитанным значениям электропроводности при отсутствии борной кислоты в растворе, предложено два возможных варианта функции принадлежности. Эти функции будут использованы в алгоритме определения наличия паров в теплоносителе.

Розглянуто сучасний стан питань підтримування водно-хімічного режиму (ВХР) на експлуатаційних АЕС із водо-водяними енергетичними реакторами встановленою потужністю 1000 МВт (ВВЕР-1000). Наведено огляд технологічних особливостей енергоблока із реактором ВВЕР-1000. Проаналізовано методи та засоби забезпечення ВХР другого контуру АЕС. Встановлено, що виконання нормованих показників якості живильної води не дає можливості повністю виключити утворення відкладень на поверхнях нагріву. Виявлено, що для оптимального ведення ВХР необхідне покращення діючих систем керування АЕС та впровадження нових систем автоматизації керування технологічними режимами другого контуру енергоблока. Створення таких систем неможливе без побудови математичної моделі технологічного процесу. Тому авторами розроблено математичні моделі основних блоків ВХР другого контуру, які були виділені в результаті системного аналізу технологічної схеми енергоблока. Наведено результати моделювання схеми другого контуру ВВЕР-1000 засобами середовища MatLab Simulink. Доведено, що отримана математична модель є адекватною та може бути використана при відпрацюванні стратегій керування другим контуром АЕС із реактором ВВЕР-1000. This article discusses the current state of issues of the water chemistry support at operating NPP with the pressurized water reactor with determined capacity of 1000 MW (PWR-1000). We provide an overview of technological features of the power unit with PWR-1000. Methods and tools to ensure the water chemistry of the second circuit of the NPP are analyzed. Furthermore, we establish that performance of the normalized quality indicators of feed water can not completely eliminate deposits formation on heating surfaces. We reveal that existing plant control systems should be improved for the optimum water chemistry needs. New systems of automation of technological modes of the second circuit unit should be introduced. It is impossible to create these systems without construction of a mathematical model of the process. Therefore, we develop mathematical models of basic water chemistry of the second circuit blocks distinguished by the system analysis of the technological power scheme. We show simulation results of PWR-1000 second-circuit scheme by using MatLab Simulink environment techniques. We prove that the obtained mathematical model is adequate and can be used when developing strategies to control the second circuit of NPP with PWR-1000 reactor. Рассмотрено современное состояние вопросов поддержки водно-химического режима (ВХР) на эксплуатационных АЭС с водно-водяными энергетическими реакторами установленной мощностью 1000 МВт (ВВЭР-1000). Приведен обзор технологических особенностей энергоблока с реактором ВВЭР-1000. Проанализированы методы и средства обеспечения ВХР второго контура АЭС. Установлено, что выполнение нормированных показателей качества питательной воды не позволяет полностью исключить образование отложений на поверхностях нагрева. Выявлено, что для оптимального ведения ВХР необходимо улучшение действующих систем управления АЭС и внедрение новых систем автоматизации управления технологическими режимами второго контура энергоблока. Создание данных систем невозможно без построения математической модели технологического процесса. Поэтому авторами разработаны математические модели основных блоков ВХР второго контура, которые были выделены в результате системного анализа технологической схемы энергоблока. Приведены результаты моделирования схемы второго контура ВВЭР-1000 средствами среды MatLab Simulink. Доказано, что полученная математическая модель является адекватной и может быть использована при отработке стратегий управления вторым контуром АЭС с реактором ВВЭР-1000.