Некоторые физические задачи оптимизации запасов на АЭС с учетом форс-мажорных ситуаций
Точность контроля поля энерговыделения реактора и его зависимость от количества точек контроля. Снижение общей мощности реактора при недостатке датчиков. Задачи оптимизации запаса датчиков внутриреакторного контроля. Особенности атомных электростанций.
Рубрика | Физика и энергетика |
Вид | статья |
Язык | русский |
Дата добавления | 07.06.2016 |
Размер файла | 239,3 K |
Отправить свою хорошую работу в базу знаний просто. Используйте форму, расположенную ниже
Студенты, аспиранты, молодые ученые, использующие базу знаний в своей учебе и работе, будут вам очень благодарны.
Размещено на http://www.allbest.ru/
Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ»
Некоторые физические задачи оптимизации запасов на АЭС с учетом форс-мажорных ситуаций
Загребаев Андрей Маркоянович
Аннотация
энерговыделение реактор атомный
Точность контроля поля энерговыделения реактора зависит от количества точек контроля. При недостатке датчиков возникает необходимость снижать общую мощность реактора. В статье рассматривается задача оптимизации запаса датчиков внутриреакторного контроля.
Ключевые слова: датчики внутриреакторного контроля, оптимальное резервирование запасов, ядерный энергоблок
Введение
Особенностью атомных электростанций как сложных технических объектов является наличие большого количества элементов оборудования с ограниченным ресурсом работы, начиная от «тяжелого» оборудования, например парогенераторов, насосов, элементов металлоконструкций и кончая периодически заменяемого во время профилактических ремонтов (органы системы управления и защиты (органы СУЗ), разнообразные датчики, топливные сборки и др.). Отметим, что замена отдельных элементов возможна и непосредственно в процессе эксплуатации. Например, в реакторе типа РБМК осуществляется на ходу перегрузка топлива и замена внутриреакторных датчиков энерговыделения.
Необходимость замены приборов и оборудования возникает либо по истечению срока службы, либо по причине выхода из строя. И в том и в другом случае необходимо иметь некоторый оперативный запас, чтобы не нарушить режим эксплуатации атомной электростанции - избежать вынужденной остановки. Возникает вопрос об оптимальной величине этого запаса. Дело в том, что излишний запас приводит к «омертвлению, связыванию» средств, а недостаток к возможному нарушению режима эксплуатации вплоть до полной остановки. И в том и в другом случае возникают экономические потери. На выбор оптимальной величины запаса по заменяемому оборудованию и приборам могут повлиять форс-мажорные обстоятельства. (Отметим, что, вообще говоря, проблеме оптимизации запасов на АЭС посвящается немало работ, например [1- 4], вместе с тем, за общностью постановки задач зачастую теряется физический смысл конкретной оптимизационной задачи.)
Ниже приводятся физические постановки и решения двух конкретных задач по оптимизации запасов при возможности форс-мажорных обстоятельств.
Оптимизация запаса топлива на АЭС с учетом форс-мажорных ситуаций
Современная тенденция развития мировой энергетики такова, что производители топлива и потребители - атомные электростанции (АЭС) - пространственно могут быть разнесены на большие расстояния. Например, атомная электростанция находится в Юго-Восточной Азии, а предприятия по изготовлению топлива в Европе или Северной Америке. Обусловлено это как проблемами нераспространения ядерно-опасных технологий разделения изотопов, так и экономическими и социальными причинами [1].
При этом возможны форс-мажорные обстоятельства, которые нарушают плановый порядок поставки топлива на АЭС: природные катаклизмы, террористические атаки, экономический кризис, различного рода санкции и др. (Отметим, что в настоящее время обсуждаются в различных аспектах вопросы, связанные с оптимизацией работы АЭС при форс-мажорных обстоятельствах [2]). Понятно, что на АЭС необходимо иметь определенный запас свежего топлива. Возникает вопрос: какова должна быть величина этого запаса? Как отмечалось выше, излишний запас приводит к экономическим потерям за счет «омертвления» капитала, а недостаточный запас приводит к вынужденной остановке АЭС и, как следствие, к денежной компенсации потребителю энергии за срыв поставки.
Рассмотрим простейшую ситуацию, когда АЭС состоит из одного энергоблока.
Обозначим:
- темп выгорания свежего топлива, т.е. количество топлива, выгорающего за единицу времени;
- запас топлива на АЭС;
- время, в течение которого по форс-мажорным причинам не поставляется топливо на АЭС; - случайная величина с плотностью распределения ;
- номинальная мощность реактора;
и - коэффициенты, переводящие в денежный эквивалент соответственно, запас топлива и недопоставку электроэнергии.
С учетом введенных обозначений, денежные потери за счет резервирования топлива есть
, а за счет непоставки электроэнергии - . При этом режим работы АЭС такой: если , т.е. запаса топлива хватает на работу, то штрафы не платятся. Если же , то приходится платить штраф. И штраф при этом составляют величину .
Таким образом, функция потерь есть:
Учитывая, что - случайная величина, имеет смысл говорить о средней потере:
или с учетом того, что , получим:
Оптимизационная задача ставится следующим образом: найти какой запас топлива необходимо иметь на АЭС, чтобы в среднем потери при форс-мажорных обстоятельствах были минимальны.
Математическая постановка задачи такова: Найти
, (1)
Рассмотрим решение задачи, если - есть плотность распределения случайной величины для закона равномерной плотности на интервале , то есть
Тогда минимизируемая функция есть:
, (2)
На рисунке 1 показана зависимость средней потери от количества зарезервированного топлива.
1. 2.
Рисунок 1 - Зависимость средней потери от количества зарезервированного топлива
Из рисунка видно:
1. при резервировать запас топлива не следует () и . Физически это означает, что «омертвление» средств не окупается компенсацией потребителю в случае недопоставки энергии.2. при следует резервировать топливо в количестве
(3)
При этом средняя потеря составит величину:
(4)
Оптимизация запаса датчиков внутриреакторного контроля
Контроль за распределением энерговыделения в современных мощных ядерных энергоблоках ведется на основе показаний датчиков внутриреакторного контроля [1]. В процессе работы часть датчиков может выходить из строя, что приводит к необходимости их замены. Если по каким- либо причинам это невозможно, например, из-за их отсутствия, то точность контроля за полем энерговыделения снижается, поскольку снижается число точек контроля. Это приводит к необходимости снижать общую мощность реактора, чтобы избежать превышения лимитирующих параметров, например, таких как линейная нагрузка.
Предположим, что мощность реактора связана с числом датчиков энерговыделения в ядерном реакторе линейной зависимостью:
,
где - номинальное число датчиков контроля;
- число датчиков контроля в момент времени ;
- коэффициент связи.
Пусть, в свою очередь, число требующих замены датчиков контроля линейно зависит от времени:
Если таково, что дефицит средств контроля может быть восполнен за счет запасов, то мощность энергоблока не снижается. Как только запас исчерпан, то мощность снижается до величины . И потребителю не отпускается мощность
То есть если мощность не снижается. Таким образом, Мощность снижается, если .
Потери составляют величину:
Учитывая, что - случайная величина, имеет смысл говорить о средней потере:
Математическая постановка оптимизационной задачи такова:
Найти ,
Для закона равномерной плотности получим:
Анализ выражения показывает следующее:1. при резервировать запас датчиков не следует () и . Физически это означает, что «омертвление» средств не окупается компенсацией потребителю в случае недопоставки энергии.
2. при следует резервировать количество датчиков
.
И средняя потеря будет
.
Таким образом, существует возможность уменьшения экономических потерь при форс-мажорных обстоятельствах за счет оптимального резервирования запасов на АЭС.
Библиографический список
1. Ядерная энергетика. Проблемы. Решения / Под ред. М.Н. Стриханова.- В 2 частях.- Часть 1. - М.: ЦСПиМ, 2011. - 424с. : ил.
2. Загребаев А.М., Овсянникова Н.В., Садчиков С.М., Черняев В.В. Средняя потеря энерговыработки при случайной остановке реактора с ограниченным оперативным запасом реактивности. Естественные и технические науки, №2(58), 2012,с.418-422
3. Портнов А.С. «Оптимизация системы логистики атомных электростанций» доклад на конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики». 21-23 мая 2014 года
4. Лукинский В. С., Лукинский В. В., Чепурин А. К вопросу о совершенствовании алгоритма управления запасами в цепях поставок // Логистика и управление цепями поставок. 2013. No 1(54). С. 12-20.
5. Лукинский В.В. Актуальные проблемы формирования теории управления запасами. СПб.: СПбГИЭУ, 2008. - 213 с.
6. Тюкаев Д.А. Особенности бизнес-планирования в ядерной энергетике // Вестник Российской академии естественных наук. 2011. No4. С.26-28.
Размещено на Allbest.ru
...Подобные документы
Тепловая схема и основные принципы работы контура многократной принудительной циркуляции реакторной установки АЭС. Гидродинамические процессы в барабан-сепараторе реактора РБМК. Совершенствование контроля энерговыделения по высоте активной зоны реактора.
курсовая работа [446,4 K], добавлен 21.12.2014Предназначение и конструктивные особенности ядерного энергетического реактора ВВЭР-1000. Характеристика и основные функции парогенератора реактора. Расчет горизонтального парогенератора, особенности гидравлического расчета и гидравлических потерь.
контрольная работа [185,5 K], добавлен 09.04.2012Снижение интенсивности ионизирующих излучений в помещениях. Бетонная шахта реактора. Теплоизоляция цилиндрической части корпуса реактора. Предотвращение вибрации конструкционных элементов активной зоны реактора. Годовая выработка электроэнергии.
дипломная работа [4,8 M], добавлен 11.05.2012Конструкция реактора и выбор элементов активной зоны. Тепловой расчет, ядерно-физические характеристики "холодного" реактора. Многогрупповой расчет, спектр и ценности нейтронов в активной зоне. Концентрация вещества в гомогенизированной ячейке реактора.
курсовая работа [559,9 K], добавлен 29.05.2012Общие характеристики и конструкция тепловой части реактора ВВЭР-1000. Технологическая схема энергоблоков с реакторами, особенности системы управления и контроля. Назначение, состав и устройство тепловыделяющей сборки. Конструктивный расчет ТВЕЛ.
курсовая работа [1,4 M], добавлен 25.01.2013Средства контроля и регулирования параметров теплогидравлического режима реактора. Оперативный контроль параметров расхода теплоносителя через технологический канал средствами СЦК Скала. Порядок корректировки режима при работе реактора на мощности.
отчет по практике [2,4 M], добавлен 07.08.2013Состав элегазового электротехнического оборудования, задачи контроля его параметров. Канал контроля влажности элегаза. Мониторинг подстанционного оборудования. Диапазон величин контролируемых параметров. Конструкции системы диагностики и контроля КРУЭ.
курсовая работа [33,9 K], добавлен 01.02.2012Історія створення ядерного реактора. Будова та принципи роботи реактора-розмножувача та теплового реактора. Особливості протікання ланцюгової та термоядерної реакцій. Хімічні і фізичні властивості, способи одержання і застосування урану і плутонію.
реферат [488,7 K], добавлен 23.10.2010История и перспективы развития атомной электроэнергетики. Основные типы атомных электростанций (АЭС), анализ их преимуществ и недостатков, а также особенности выбора для них реактора. Характеристика атомного комплекса РФ и действующих АЭС в частности.
курсовая работа [701,2 K], добавлен 02.11.2009Принцип действия ядерного реактора. Строение защиты реактора, механизмы его управления и защиты. Сервопривод ручного и автоматического управления. Исследование биологической защиты реактора. Оборудование бетонной шахты: основные сборочные единицы.
реферат [130,5 K], добавлен 13.11.2013Использование ядерного топлива в ядерных реакторах. Характеристики и устройство водоводяного энергетического реактора и реактора РБМК. Схема тепловыделяющих элементов. Металлоконструкции реактора. Виды экспериментальных реакторов на быстрых нейтронах.
реферат [1,0 M], добавлен 01.02.2012Характеристика атомных электростанций России, их месторасположение, суммарная мощность блоков. Схема работы АЭС. Основной элемент реактора. Ведущие факторы, обеспечивающие высокую степень безопасности АЭС России. Описание остановки цепной реакции.
реферат [1,0 M], добавлен 05.01.2015Предварительный расчет рабочих параметров. Ядерно-физические характеристики "холодного" реактора. Определение коэффициента размножения для бесконечной среды в "холодном" реакторе. Вычисление концентрации топлива, оболочки, теплоносителя и замедлителя.
курсовая работа [1,8 M], добавлен 02.11.2014Чувствительность датчиков, их классификация по тем величинам, которые они должны измерять (датчики давления, датчики уровня). Основные типы датчиков сопротивления и их характеристики. Устройство емкостных и струнных датчиков, свойства фотоэлементов.
реферат [23,4 K], добавлен 21.01.2010Задачи и критерии оптимизации режимов энергосистем. Математическое моделирование. Оптимизации режимов электрической сети. Контроль напряжений узлов и перетоков мощности в линиях электропередачи. Планирование режимов работы электрических станций.
реферат [198,5 K], добавлен 08.01.2017Нейтронно-физический и теплогидравлический расчёт уран-графитового реактора. Параметры нестационарных и переходных процессов. Эффекты реактивности при отравлении реактора. Расчёт нуклидного состава и характеристик, связанных с выгоранием топлива.
курсовая работа [1,5 M], добавлен 20.12.2015Общая характеристика технологий, конструктивных особенностей, принципов работы и практического применения волоконно-оптических датчиков. Описание многомодовых датчиков поляризации. Классификация датчиков: датчики интенсивности, температуры, вращения.
курсовая работа [1,2 M], добавлен 20.06.2012Снижение потерь путем принудительного изменения потокораспределения. Суммарные потери мощности в сети. Способы создания принудительного экономического потокораспределения. Снижение коммерческих потерь электрической энергии, система контроля потребления.
презентация [2,2 M], добавлен 26.10.2013Классификация датчиков по принципу преобразования электрических и неэлектрических величин, виду выходного сигнала. Принцип действия тепловых датчиков, его основание на тепловых процессах. Термопреобразователи сопротивления, манометрические термометры.
курсовая работа [1,4 M], добавлен 08.10.2012Характеристика электрических станций различного типа. Устройство конденсационных тепловых, теплофикационных, атомных, дизельных электростанций, гидро-, ветроэлектростанций, газотурбинных установок. Регулирование напряжения и возмещение резерва мощности.
курсовая работа [240,4 K], добавлен 10.10.2013