автореферат диссертации по энергетике, 05.14.01, диссертация на тему:Повышение системной эффективности и надежности энергоблоков АЭС с ВВЭР средней мощности

На правах рукописи

ЕРМОЛАЕВ ВИТ АЛИЙ ФЕДОРОВИЧ

Г Г Б ОД

■з 0 " '

ПОВЫШЕНИЕ СИСТЕМНОЙ ЭФФЕКТИВНОСТИ И НАДЕЖНОСТИ ЭНЕРГОБЛОКОВ АЭС С ВВЭР СРЕДНЕЙ МОЩНОСТИ

Специальность 05.14.01 - Энергетические системы и комплексы

АВТОРЕФЕРАТ

диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

Саратов -1999

Работа выполнена в Саратовском государственном техническом университете.

Научные руководители:

Официальные оппоненты:

доктор технических наук, профессор Хрусталев В.А.

кандидат технических наук, доцент Ларин Е.А.

доктор технических наук, профессор Иванов В.А.

кандидат технических наук, с.н.с. Борисенков А.Э.

Ведущая организация:

Институт ядерных реакторов РНЦ «Курчатовский институт»

Защита состоится 4 ноября 1999 г. в 14 часов на заседании диссертационного совета Д.063.58.02 в Саратовском государственном техническом университете по адресу: 410054, г. Саратов, ул. Политехническая, 77, ауд. 216 А.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке университета.

Автореферат разослан 4 октября 1999 г.

Ученый секретарь диссертационного совета кандидат технических наук, доцент

__ Е.А. Ларин

иМЛ-ИЬ.о, О

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность темы. В канун XXI века атомноэнергетическая отрасль России имеет достаточно четкие перспективы развития, прежде всего, за счет конкурентоспособного на мировом рынке направления АЭС двухконтурного типа с водоводяными энергетическими реакторами нового поколения.

Важнейшим наряду с безопасностью свойством проекта АЭС с ВВЭР средней мощности (АЭС с ВВЭР-640) является большая системная устойчивость и надежность, чем для блоков АЭС с ВВЭР-1000. Эти качества наиболее значительно могут проявиться в маломощных энергосистемах со слаборазвитыми внутренними и внешними электрическими связями. Именно такие условия складываются в энергосистемах и районах, выбранных в перспективных планах развития атомной энергетики России под площадки сооружения АЭС с ВВЭР.

Новые экономические условия, более жесткие требования к безопасности, приоритетность этого направления АЭС в России определили необходимость проведения дополнительных исследований энергоблоков АЭС с ВВЭР средней мощности.

Предметом исследования диссертационной работы является обоснование путей и возможностей повышения системной эффективности и надежности энергоблоков АЭС с ВВЭР средней мощности.

Цель работы. Научное обоснование технических, схемно-параметрических и проектных решений и определение системной эффективности и надежности энергетических блоков АЭС с ВВЭР средней мощности.

Основные задачи исследования:

1. Определение основных путей совершенствования АЭС с ВВЭР средней мощности и выработка рекомендаций для обеспечения соответствия их технико-экономических показателей мировому уровню.

2. Разработка методики определения сравнительной системной технико-экономической эффективности АЭС с ВВЭР средней мощности в соответствии с требованиями к новым проектам и условиям работы АЭС в энергосистемах.

3. Обоснование и оптимизация проектных решений, повышающих тепловую эффективность и безопасность энергоблоков АЭС с ВВЭР средней мощности.

4. Разработка методики учета надежности и маневренности энергоблоков АЭС средней мощности при определении их сравнительной эффективности в энергосистемах.

5. Оценка сравнительной эффективности энергоблоков с ВВЭР-1000 и ВВЭР-640 применительно к конкретным ОЭС.

Методы исследования: методология системных исследований в энергетике, математическое моделирование энергетических блоков АЭС с ВВЭР средней мощности в энергосистемах, методы исследования надежности систем энергетики и технико-экономического анализа теплоэнергетических установок и систем.

Научная новизна результатов исследования:

1. Разработана методика определения сравнительной эффективности АЭС с ВВЭР средней мощности для отдаленных энергосистем со слабыми связями.

2. Предложена методика расчета аварийного резерва мощности с учетом частичных отказов энергоблоков АЭС, учетом развития энергосистем и реальных графиков нагрузок.

3. Обоснованы схемные решения по пассивным системам самоохлаждения реакторной установки и двухслойного контейнмента, снижающие вероятность тяжелых аварий.

4. Определена сравнительная системная технико-экономическая эффективность ввода в энергосистемах энергоблоков АЭС с ВВЭР-640 в сравнении с ВВЭР-1000 (на примере ОЭС Востока).

Практическая значимость. Результаты исследования, формализованные в виде методики определения системной технико-экономической эффективности АЭС с ВВЭР средней мощности:

- комплексно определяют взаимосвязь технологических, экономических, экологических и общесистемных факторов, надежности и безопасности электроснабжения от АЭС средней мощности;

- составляют научно-методическую основу формирования исходной информации для принятия рациональных проектных решений и схемно-параметрической оптимизации блоков АЭС с ВВЭР средней мощности.

Проведено системное технико-экономическое обоснование и определены регионы предпочтительного применения АЭС с ВВЭР средней мощности. Получены новые результаты расчетно-теоретических исследований сравнительной системной эффективности использования АЭС с ВВЭР средней мощности с учетом реальных условий их работы.

На защиту выносятся-, методические положения обоснования системной эффективности АЭС с ВВЭР средней мощности на основе сопоставления с ВВЭР-1000 с учетом тепловой эффективности, надежности, безопасности и длительности различных фаз жизненного цикла АЭС; новые приоритетные решения, разработанные с участием автора, по пассивному охлаждению реакторного бассейна и двухстенного защитного контейнмента; методика расчета показателей надежности энергоблоков АЭС как структурно-сложных установок и модель обоснования аварийного резерва в развивающейся системе; результаты сравнительной эффек-

тивности энергоблоков АЭС с ВВЭР-640 и ВВЭР-1000 на примере ОЭС Востока.

Достоверность результатов и выводов диссертационной работы обоснована использованием общей концепции и методологии системных исследований в энергетике, фундаментальных закономерностей технической термодинамики, теплопередачи и теории надежности систем энергетики и отдельных структурно сложных энергетических объектов.

Выеоды опираются также на расчеты, полученные ранее с использованием новейших методик многогруппового расчета активной зоны реактора, на современные методики оценки безопасности и анализа динамики переходных процессов при авариях с полным обезвоживанием и частичным нарушением охлаждения активной зоны. Результаты получены с применением объективных общепризнанных экономических критериев оптимальности, апробированных на решении ряда других задач.

Апробация работы. Материалы, вошедшие в диссертацию, докладывались и обсуждались на научно-технических советах Минатома России, на научных конференциях и семинарах Саратовского государственного технического университета в 1996-1999 годах (г. Саратов), на Межвузовской научно-технической конференции "Повышение эффективности и надежности теплоэнергетического оборудования, систем и комплексов" (г. Саратов, 1996 г.), на Межвузовской научной конференции "Вопросы повышения эффективности теплоэнергетических установок и систем" (г. Саратов, 1997 г.), а также на международных симпозиумах (Москва, сентябрь, 1996 г., Токио, январь, 1996 г., Мюнхен, март, 1998 г., Санкт-Петербург, сентябрь, 1997 г. и др.).

Публикации. По материалам диссертации автором опубликовано 11 печатных работ.

Структура и объем диссертации. Диссертация изложена на 201 странице и состоит из предисловия, четырех глав, заключения, списка использованных источников 102 наименований, имеет 24 рисунка, 33 таблицы и список использованных сокращений. \

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

В предисловии дана краткая формулировка проблемы повышения системной эффективности и надежности энергоблоков АЭС с ВВЭР средней мощности, обоснована актуальность и поставлена цель работы, определены основные задачи исследования, отражены научная новизна полученных результатов, их практическая ценность и апробация.

В первой главе "Основные пути совершенствования АЭС с ВВЭР" проведен анализ проектных проработок АЭС большой и средней мощности, выполненных за рубежом и в России. Показано, что при созда-

нии энергоблоков средней мощности один из приемлемых и эффективных путей - "предельный по унификации оборудования" - ограничение режимов работы реакторных установок большой мощности на уровнях, выбранных как номинальные для реакторов средней мощности. Такой путь наиболее приемлем по следующим причинам:

- реализация таких режимов во многом проверена на практике и не нуждается в дополнительном обосновании;

- снижение мощности открывает значительные резервы для рабочих характеристик основного оборудования;

- пониженный исходный уровень мощности существенно облегчает протекание многих аварийных процессов, в том числе, определяющих безопасность АЭС.

Сопутствующие эффекты при этом, кроме повышения безопасности и надежности: снижение сроков строительства и пуска, уменьшение финансовых рисков, меньшее потребное развитие инфраструктуры, ослабление общественной оппозиции.

Проанализированы основные технические решения по блокам ВВЭР и их зарубежным аналогам PWR как большой, так и средней мощности, и показано сходство решаемых проблем.

Проведены предварительные оценки улучшения характеристик топливного цикла. При размещении и замене уменьшенного числа TBC удается получить при сохранении обогащения топлива подпитки более длительный топливный цикл (в основном, за счет снижения потерь от запаса реактивности). Кроме того, из-за уменьшенного (на пониженной мощности относительно ВВЭР-1000 и номинальной для ВВЭР-640) температурного напора в парогенераторе в первом контуре поддерживается более низкая средняя температура (при тепловой мощности 1800 МВт она составит 295 °С). При этом можно ожидать дополнительного увеличения топливного цикла на 36 суток.

Показано, что проект АЭС с ВВЭР-640 ни в чем не уступает, а по тепловой экономичности и превышает показатели наиболее продвинутых проектов АЭС с PWR средней мощности с пассивными принципами обеспечения безопасности: АР-600 (США), MS-600 (Япония), АС-600 (Китай).

Разработанные с участием автора новые схемы систем пассивного отвода тепла при плотном контуре позволяют за счет более широкого использования пассивных систем безопасности свести к минимуму роль и значение активных систем в проекте ВВЭР-640. Эти решения снижают вероятность тяжелой аварии с разносом активности в область значений < 10'6 событий в год, в отличие от 10'3 для ВВЭР-1000.

Оптимизация тепловых схем и характеристик турбоустановок 5001500 МВт, исследование их режимов проведены в работах проф. В.А.

Иванова (СПбГТУ), проф. Б.А. Аркадьева (ПОАТ ХТЗ), проф. A.A. Пала-гина (ИП Маш Украины), НПО ЦКТИ им. И.И. Ползунова, в Саратовском ГТУ, Московском и Ивановском энергетических институтах и других организациях. Вместе с тем, созданию АЭС нового поколения с реактором ВВЭР-640 должен предшествовать комплекс работ по вопросам системной эффективности вновь вводимых блоков с учетом реальных характеристик и требований энергосистем. Указанные вопросы исследовались в работах ИСЭ им. Л.А. Мелентьева, чл.- корр. РАН Л.С. Попырина, проф. СПб ГТУ В.А. Иванова, Проблемной научно-исследовательской лаборатории теплоэнергетических установок электростанций Саратовского ГТУ под руководством проф. академика МАН ВШ А.И. Андрющенко и в других работах.

Вместе с тем, изменившаяся в России экономическая ситуация, новая "география" размещения, повышенные требования к безопасности и маневренности АЭС определяют необходимость проведения дополнительных системных исследований энергоблоков средней мощности с целью и задачами, сформулированными в предисловии.

Во второй главе "Основы методики системного исследования АЭС средней мощности с ВВЭР" разработаны принципы определения сравнительной эффективности энергоблоков АЭС большой и средней мощности. При этом в основу положена система показателей и критериев, учитывающая все фазы жизненного цикла энергоблоков и оценивающая не только экономическую, но и социальную эффективность. Критерий интегрального системного социально-экономического эффекта применительно к решаемой задаче можно рассчитать по формуле

Эе= S[(W3T3)t + Ht +St -Kt -Ht +Mt]-a-1 + Фта~т, (1)

t=o

где W3 - количество отпускаемой потребителям электроэнергии по тарифу Тэ в t-й год операционной деятельности; Н, - стоимостная оценка сопутствующего экономического эффекта от развития производственной инфраструктуры в t-й год; Kt, И, - единовременные инвестиции и текущие издержки в t-й год; Mt - остаточная стоимость основных фондов производственной инфраструктуры, исключаемых из эксплуатации в t-й год; Фт -остаточная стоимость созданных фондов в конце расчетного периода Т с учетом приведенных затрат на демонтаж (прекращение эксплуатации АЭС).

Кроме того, рассчитывались производные критерии: внутренняя норма доходности Ев„, индекс доходности (ИД), отражающий эффект, получаемый от реализации проекта по отношению к первоначальным инвестициям, и дисконтированный срок окупаемости (Ток).

Стоимостные показатели топливного цикла рассчитывались по методике, разработанной в Санкт-Петербургском институте "Атомэнергопро-

ект". При определения сравнительной экономической эффективности энергоблоков АЭС большой и средней мощности величину ЛЭ£ (1) можно записать в ином виде

Э2 = 2(ДЗ['р+ЛЗ['+ЛЗ£ + ДЗ?}Х-1+ДФтСГт, (2)

1=0

где Д3"р, АЗ" - экономия приведенных затрат в сферах производства и потребления энергии в сравниваемых вариантах; ДЗ^ - стоимостная оценка системного эффекта; АЗ" - эффект демонтажа АЭС и прекращения эксплуатации; ДФТ- разность основных фондов производственной инфраструктуры в конце расчетного периода времени.

Сформулированы условия энергетической и экономической сопоставимости вариантов: обеспечение одинакового полезного отпуска потребителям электроэнергии по заданному графику электрических нагрузок; обеспечение заданной (оптимальной) надежности энергоснабжения; одинаковый социальный эффект; оптимальность сравниваемых вариантов в одинаковых экономических условиях развития энергосистем.

Выполнен предварительный термодинамический анализ ожидаемого топливного эффекта от повышения начального давления пара в парогенераторе энергоблока 640 МВт. Результаты расчетов представлены на рис. 1, откуда видно, что по экономии топлива решение об использовании для повышения КПД роста давления насыщенного пара в сравнении с вводом легкого перегрева является наиболее выгодным.

Переход к прямоточным ПГ для обеспечения перегрева пара связан с уменьшением объема запасенной в них воды, а снижение при этом диаметра контейнменТа вряд ли целесообразно из-за ухудшения динамики процессов с большой течью под оболочкой.

Разработаны требования сопоставимости энергоблоков АЭС средней (640 МВт) и большой (1000 МВт) мощности и предложены методические приемы их выполнения. Снижение единичной мощности блоков АЭС для ряда реальных площадок в регионах со слабыми системообразующими связями может иметь решающее позитивное значение (с учетом "новейшей географии" размещения АЭС с ВВЭР). Основными преимуществами проекта АЭС с ВВЭР-640, требующими методических проработок по их учету в сравнительных расчетах, являются: более высокий (потенциально достижимый) коэффициент использования установленной мощности; повышенная структурная надежность реакторного контура; повышенная маневренность; увеличенная глубина выгорания топлива при меньшем обогащении топлива подпитки; более высокий внутренний КПД цикла; продленный (почти в 1,5 раза) срок службы при более коротких сроках сооружения; более низкий штатный коэффициент; снижение до-

33,0

32,2

31,4

6,0 6,4 6,8 7,2 7,6 8,0 Рпг, МПа Рис. 1. Сравнительные значения внутреннего КПД цикла АЭС с ВВЭР при разном использовании развития поверхности парогенератора 1-рост давления насыщенного пара; 2-ввод легкого перегрева пара

при исходном давлении рп=6МПа (переход к прямоточной конструкции); 3-введение перегрева пара при одновременном росте давления до 7,2Ш1а

0,5

(ЪфКГ^.ч

Рис. 2. Изменение (рост) удельных приведенных затрат в выработку электроэнергии при снижении нагрузки АЭС, различных блоков КЭС и эквивалентной электростанции в системе

0,1 0,2 0,3 0,4 с

Рис. 3. i Оценка оптимального разгрузочного диапазона АЭС

в энергосистеме с "эквивалентной" ТЭС. 1 " Здэс/Зэкв =0,9; 2 - КАЭС/КЭКВ =2,5; 3 - КАэС/Кэкв =2,0

зозатрат персонала; обеспечение полного соответствия требованиям НРБ-96; повышение безопасности принятием ряда прогрессивных решений по пассивным защитам, исключающим при всех условиях эвакуацию населения; более высокая системная устойчивость в энергосистемах со слабыми системными связями.

Полные затраты в функционирование энергоблока АЭС с учетом затрат в собственно энергоблок (Зсх.), системной составляющей (3СИС1) и приведенного риска (Яу) определялись как сумма

3 = Зст + Зсист + Яу (3)

Названные факторы формализованы в виде соответствующих расчетных зависимостей. Для упрощенной оценки риска предложена формула

лбаз ^ у I.

¡=1

(4)

Здесь У],; - Уы ] - разность размеров ущерба при I - й аварии по фактору ] и при аварии (1-1) £ипа по этому же фактору для всех учитываемых в расчете т аварий; - базовая частота учитываемых аварий; Р; - доля аварий ¡-го типа.

Оценено снижение рисковой составляющей, что связано с отсутствием необходимости эвакуации населения в случае сооружения АЭС с ВВЭР-640. Учтены фазы жизненного цикла АЭС в технико-экономических сопоставительных расчетах. Показано, что наибольшее значение имеет долговечность всей станции, лимитируемая сроком службы корпуса реактора. В проекте АЭС с ВВЭР-640 срок службы корпуса продлен за счет снижения плотности потока нейтронов в активной зоне и других мероприятий. Предложены методики учета путем последовательного дисконтирования полных затрат, инфляции, сроков строительства, эксплуатации, прекращения эксплуатации. Так, для энергетически сопоставимых вариантов со сроками службы двух блоков с ВВЭР-1000-25 ле г (I) и трех блоков с ВВЭР-640-50 лет (П) дисконтированные капитальные затраты определены по выражениям

Зи [1 + е(-Е4р)т-> + сСрс (еИ+Р)Тсл1 + е(-Е+Р)ТслП)], (5)

Зки1(1 + е(-Е+Р>ТслП)«лр-м] .

где а„рС - доля затрат в прекращение эксплуатации.

При малых темпах инфляции ( 2,5 % в год) допустимое по условиям равенства дисконтированных капиталовложений соотношение исходных капитальных затрат в энергоблоки с ВВЭР-1000 и ВВЭР-640 1,08- 1,20 в зависимости от условий прекращения эксплуатации. При темпе инфляции 7, 5 % в год это соотношение составляет 1,60-1,80.

При сроках службы ВВЭР-1000 40 лет и ВВЭР-640 60 лет относительная эффективность варианта II на 30 - 35% ниже, чем при сроках службы 25 и 50 лет.

Проведено обоснование требований к маневренности энергоблоков АЭС с ВВЭР с учетом специфических условий работы в энергосистемах потенциальных заказчиков энергоблоков (Индия, Китай и др. страны со слабыми энергосистемами и высокой разуплотненностыо графиков нагрузок).

Степень участия электростанций в покрытии переменного графика нагрузки системы в случае ввода блоков АЭС определяется с учетом баланса маневренных мощностей и оптимального распределения нагрузки между "неядерными" мощностями. Если для "неядерной" части энергосистемы Зэкв - удельные затраты в выработку электроэнергии, а Мэкв - структурная доля "неядерной" части энергосистемы, то условие оптимума разгрузочного диапазона АЭС имеет вид

53с г;[млэс (l - А№дпэтс )3 АЭС + М,кв (l - AN™T )зэкв | SAN АЭС 3AND>_

В выражении (6) затраты на производство электроэнергии АЭС и «неядерной» части системы в зависимости от степени разгрузки блоков представлены квадратичными функциями. Результаты расчетов для условной энергосистемы показаны на рис. 2 и 3. Из рисунков видно, что оптимальный разгрузочный диапазон энергоблоков АЭС с ВВЭР-640 зависит от потребного разгрузочного диапазона всей системы, структурной доли АЭС в ней, а также от исходной разности затрат и доли топливных затрат, в общих затратах по ТЭС и АЭС. Оптимальный уровень разгрузки (АИдзс) зависит от интенсивности ввода АЭС (например, в ОЭС Востока он может составить в ближайшей перспективе 20-25 %).

В заключение второй главы разработана методика учета надежности при технико-экономическом сопоставлении энергоблоков АЭС с ВВЭР большой и средней мощности с помощью оценки дополнительных системных затрат в аварийную резервную мощность Д3|н, ущерба потребителя при работе его с пониженной частотой (YfH) и из-за суммарного перерасхода топлива в системе (системного ущерба от снижения частоты)

(Yf«)

n / \ m n / \ п

А3|н =rNcE^Kf + тГО1(1-Кэф)Е1(вр1 -Цр1 -Bin -Ц^Р + А3° + ,(7)

¡=1 n=li=I i=l

где г - коэффициент аварийного резерва мощности в энергосистеме общей мощностью Nc; коэффициент, учитывающий условия сооружения резервной мощности в системе, отчисления на амортизацию и реновацию ре-

зервных энергоустановок ¡-го типа с капиталовложениями в них К|Р; тпл -плановое число часов работы исследуемой установки в году; КЭф - коэффициент эффективности исследуемой установки, учитывающий коэффициенты ее готовности по отношению к различным уровням мощности Ык >Вр|,Цр| - удельный расход топлива на резервной установке ¡-го типа и

стоимость топлива; в?- дополнительные пусковые расходы топлива резервной установки ¡-го типа.

Величина ущерба определяется по формуле

¥ь=тЁУ,(1 + а^Ш1, . (8

¡=1

где У( - ущерб потребителя при снижении частоты на величину Д^ при выходе в аварию мощности АЫ; в течение периода времени т;; сх;- коэффициент, учитывающий увеличение удельного ущерба из-за отклонения технологического режима от оптимального на величину Д^ по частоте.

Величина системного ущерба У & определяется как сумма

¥Ге = ¿АВ(]Цф (9

]=1

где ЛВу - перерасход топлива на .¡-й установке из-за работы на сниженной

частоте; Ц^ - стоимость топлива, потребляемого ]-й установкой.

В третьей главе "Обоснование и оптимизация проектных решений энергоблоков АЭС средней мощности" рассмотрены вопросы топливной эффективности и безопасности активных зон реакторных установок средней мощности, их влияние на показатели топливной и общей эффективности энергоблоков, а также проектные решения по АЭС средней мощности, повышающие безопасность.

Для расчета эффекта, связанного с экономией топлива, применен интегральный способ оценки годового расхода топлива. Оценена экономия топлива только от увеличения глубины выгорания, только от повышения КПД блока АЭС (в связи с ростом начального давления) и от сочетанного влияния обоих факторов (рис. 4).

В связи с тем, что в проекте АЭС с ВВЭР-640 применяемые системы безопасности практически полностью исключают необходимость при авариях эвакуации населения, проведена оценка снижения приведенных затрат по фактору риска.

В третьей главе проанализированы технические решения, разработанные при участии автора и внедренные в проект, основной целью которых является повышение безопасности независимо от наличия электропитания и действий персонала за счет организации длительного пассивного

кгиО

2,0

1,5

1,0

2

1

5 103 6-Ю-5 7-10-3 Тэф,ч/год

Рис. 4. Экономия ядерного горючего в зависимости от эффективной кампании. 1 - экономия Я.Т. за счет увеличения глубины выгорания; 2 - общая экономия Я.Т. за счет увеличения глубины выгорания и электрического КПД блока

Рис. 5. Схема охлаждения активной зоны реактора при авариях с некомпенснруемой течью теплоносителя с наложением отказа электроснабжения с.н. энергоблока (А. С. №1547572)

отвода остаточных тепловыделений активной зоны ядерного реактора во внешнюю среду. Примером может служить система (рис.5), использующая принцип самотечного охлаждения при самооткрытии клапанов при падении давления в активной зоне в аварийных режимах с некомпенсируемой течью, а также другие решения, защищенные авторскими свидетельствами и усовершенствующие названную систему.

В четвертой главе "Системная эффективность энергоблоков АЭС средней мощности" на основе марковской модели (рис.6) разработана методика расчета аварийного резерва мощности в развивающейся энергосистеме с учетом частичных отказов и структурной надежности первого контура сопоставляемых энергоблоков, рассчитаны их показатели надежности как структурно-сложных объектов, проанализирована системная эффективность энергоблоков АЭС средней мощности.

Разработанная методика предусматривает расчет аварийного резерва мощности в условиях меняющейся структуры генерирующих мощностей, причем как за счет работы энергоблоков в первоначальный период эксплуатации на неполной мощности с последующим их выводом на уровень номинальной мощности, так и за счет ввода и демонтажа блоков.

Суммарную мощность системы можно представить зависимостью

N1(0= ¿N¡(0= +7;(а + в1)ДН;(0], (10)

¡=1 ы

где а, Р - постоянные коэффициенты, определяющие увеличение рабочей мощности энергоблоков в течение периода времени Тп ; у 1 - троичная индикаторная переменная, принимающая следующие значения

| 1, если в год I вводится энергоблок ¡-го типа; ур | 0, если число блоков ¡-го типа не изменяется;

| -1, если в год I блок ¡-го типа демонтируется; Ыо!- суммарная мощность энергоблоков ¡-го типа в исходный год; АК,(1)- единичная мощность вводимого (выводимого) энергоблока в 1-й год.

Расчетная величина аварийного резерва мощности принимается равной максимальной потребной ее величине в системе за период времени Тп: ИР = =тахЫр(0, I еТ„

Для расчета величины аварийного резерва мощности разработана методика эквивалентирования разнородной энергосистемы с учетом как полных, так и частичных отказов входящих в нее энергоустановок. При вводе в ОЭС Востока блоков большей мощности (с ВВЭР-1000) в сравнении с блоками 640 МВт (в энергетически сопоставимых размерах) величина аварийного резерва в первом случае оказывается на 1,5-2,0 % больше (рис.7).

щг

1,5А,пг

шг

-

цн

1,5Хн

1,5|дн

Рис. 6. Условный граф состояний энергоблока с отказами соседних и противоположных петель из-за парогенераторов и главных циркуляционных насосов

С* = 12,7%

0,04 0,05 0,06 0,07

1-Кэ-►

Рис. 7. Завиашостъ величины г от коэффициента эффективности энергоблоков ВЮР-1000 (1) и ВВЭР-640 (2) при а=12,7%. - НЮ,999;----Р=0,9968

Показатели надежности блоков как структурно-сложных систем определены с использованием марковской модели эволюции состояний блока с дискретным множеством состояний и непрерывным временем по отношению как к полным, так и частичным отказам. Учтено, что для блока 640 МВт отдельные уровни работоспособности для некоторых состояний относительно выше, чем для блока 1000 МВт.

Общая вероятность нахождения установки в совокупном состояния 8* (т.е. коэффициент готовности по отношению к фиксированному уровню мощности > рассчитана по формуле

кг(м5,1)= 2 = Е (11)

геэ1 гее'

Снижающийся (по - разному для реакторов ВВЭР-640 и ВВЭР-1000) во времени топливного цикла минимально допустимый уровень нагрузки

для любого режима графика нагрузок учитывается по изменению ожидаемого дефицита мощности ЛОк(т) в сравниваемых вариантах

ДОк= —¿¿М^Д^, (12)

где I -количество уровней мощностей N1, для которых выполняется условие Т^ <ИК, Д^ = ^ - т^) - отрезки времени, за которые величина изменяется от ^ до N3.1, причем = тк.

Изложенная методика использована при расчете показателей надежности с учетом структурных особенностей блоков средней и высокой мощности.

Сформулированы главные факторы, определяющие при конкретных условиях экономические преимущества энергоблоков АЭС средней мощности, важнейшими из которых являются: более высокий уровень безопасности, обусловленный более низкой энергонапряженностью активной зоны, применением пассивных систем безопасности и другими конструктивными и проектными особенностями реакторной установки; большая маневренность и системная устойчивость, что позволяет минимизировать ущербы, связанные со снижением частоты при авариях, особенно в некрупных энергосистемах.

Определена сравнительная технико-экономическая эффективность АЭС с реакторами ВВЭР большой и средней мощности и блоков США, а также ряда российских проектов. Показано, что блоки с ВВЭР-640 вполне конкурентоспособны с аналогичными блоками США, а по некоторым показателям превосходят их.

При сравнении с привязкой к конкретным площадкам в России показано, например, что в условиях Кольской АЭС-2 с ВВЭР-640 и с ВВЭР-

1000 удельные приведенные затраты составляют 0,044 и 0,058 руб/кВт.ч соответственно.

Для выявления зон эколого-экономического преимущества АЭС с ВВЭР средней мощности изучены состояние и развитие ряда объединенных энергосистем, прежде всего ОЭС Востока. При заданной динамике ввода новых генерирующих мощностей на период до 2010 года величина необходимого резерва мощности в системе при вводе блоков ВВЭР-1000 составит 19,3 %, а при вводе блоков ВВЭР-640 - 17,8 % (при равных коэффициентах готовности). Существенно ниже отклонения (просадка) частоты в системе при авариях с блоками 640 МВт в сравнении с 1000 МВт. Системные факторы, учитываемые при определении сравнительной эффективности энергоблоков 640 и 1000 МВт (ЗхВВЭР-640 или 2хВВЭР-1000) сведены в табл. 1.

Таблица 1

Показатели

Единицы

Величина

1. Сравнительная эффективность АЭС мощностью 2000 МВт с блоками 640 МВт по сравнению с блоками 1000 МВт без учета системных факторов.

2. Системная составляющая эффекта варианта АЭС-2000 (3x640МВт) по сравнению с применением блоков 1000 МВт, в том числе за счет: -более высокого уровня надежности блоков средней мощности;

-более высокого уровня коэффициента технического использования блоков средней мощности по сравнению с блоками ВВЭР-1000; -снижения сроков строительства энергоблоков средней мощности и более длительного срока службы;

-уменьшения ущерба в энергосистеме в связи с меньшим снижением частоты при аварийном останове энергоблока;

-более высокой маневренности блоков средней мощности;

-высокого уровня безопасности блоков средней мощности, исключающего необходимость I эвакуации населения в случае тяжелых аварий.

! 3.Суммарная системная сравнительная эффек-

1 тивность энергоблоков средней мощности.

коп/кВт.ч.

коп/кВт.ч.

1,4

0,148-0,243

0,020-0,034

0,032-0,051

0,015-0,025

0,018-0,028 0,028-0,035

0,035-0,070 1,548-1,643

Проведено также предварительное районирование площадок, наиболее благоприятных для сооружения АЭС средней мощности с учетом факторов табл. 1 и при выполнении требования устойчивости ОЭС при полном (единичном) отказе наиболее крупного в системе блока.

Выделены следующие перспективные для ввода АЭС с ВВЭР-640 районы: по ОЭС Северо-Запада - изолированно работающая Колэнерго, Ленэнерго (площадки ЛАЭС, КолАЭС); по ОЭС Востока- Амурэнерго, Дальэнерго, Хабаровскэнерго.

ВЫВОДЫ

1. Проведен сопоставительный многофакторный анализ основных показателей эффективности отечественных и зарубежных проектов энергоблоков АЭС с реакторами водоводяного типа с учетом реальных условий их работы в энергосистемах. Разработана обобщенная модель системной оптимизации схем, параметров и проектных решений, на основе которой обоснованы требования к новым проектам российских АЭС с ВВЭР средней мощности, в развитие требований действующей нормативно-технической документации. Реализация проектов АЭС с реакторами ВВЭР-640 обеспечит достижение повышенных технико-экономических показателей, соответствующих мировому уровню.

2. Разработаны и учтены в комплексе целевых критериев системной эффективности методики сопоставления вариантов энергоблоков АЭС с ВВЭР, отличающихся сроками службы, строительства, структурной надежностью, маневренностью, а также потребным резервом аварийной мощности в системе. Адаптация проектов АЭС средней мощности к системным требованиям в регионах эколого-экономического преимущества АЭС позволяет повысить конкурентоспособность АЭС с ВВЭР-640 по сравнению с ВВЭР-1000 и обеспечить улучшение реальной эффективности в среднем на 15-18%.

3. Проведена оценка эффективности предложенных технических решений, обеспечивающих повышение тепловой экономичности энергоблоков АЭС с ВВЭР-640 за счет повышения начального давления пара и глубины выгорания топлива. Экономия ядерного горючего составляет от 1,2 до 1,8 кг иОг на МВт год в зависимости от эффективной годовой кампании. Указанная экономия на 70-75% обусловлена повышением глубины выгорания и на 25-30% - ростом электрического КПД при повышении давления свежего пара до 7,2 МПа в ПГ с естественной циркуляцией.

4. Разработаны, оптимизированы, защищены авторскими свидетельствами и патентом и внедрены в проект реакторной установки ВВЭР-640 технические решения по системам безопасности, отличающиеся использованием преимущественно пассивных систем аварийного охлаждения активной зоны и гермооболочки, а также возможностью их длительного ох-

лаждения (до 24 часов) в режимах полного обесточивания. Указанные решения позволили существенно снизить риск ущерба от аварий, в том числе исключить аварии с необходимостью эвакуации населения.

5. Разработана методика расчета показателей надежности энергоблоков АЭС с ВВЭР и требуемого аварийного резерва мощности с учетом полных и частичных отказов. Показано, что энергоблоки АЭС с ВВЭР-640 имеют повышенную на 1,5-2,0 % структурную надежность. Это обеспечивает снижение потребного аварийного резерва мощности на 1,5-1,7 %.

6. Определена сравнительная системная эффективность энергоблоков ОЭС большой и средней мощности на примере сложившейся структуры и заданного сценария развития ОЭС Востока. Показано, что основными группами факторов, повышающих системную эффективность энергоблоков средней мощности, являются: повышенная надежность, безопасность и маневренность, тепловая экономичность и эффективность топливоис-пользования и снижение сроков строительства при увеличенном сроке службы. . .

7. Определены регионы, наиболее выигрышные для применения энергоблоков средней мощности. По требованию противоаварийной устойчивости - это районы, охватываемые ОЭС Северо-Запада: Колэнерго, Ленэнерго (площадки КолАЭС, ЛАЭС); по ОЭС Востока: Амурэиерго, Дальэнерго, Хабаровскэнерго.

8. Результаты работы внедрены в проекте АЭС с ВВЭР-640. Методика оценки технико-экономической эффективности АЭС с учетом системных требований использована в программе НИОКР по АЭС с ВВЭР в части создания новой нормативно-технической документации.

Основные положения диссертации опубликованы в следующих печатных работах:

1. Хрусталев В.А., Ермолаев В.Ф. Вопросы сопоставления эффективности проектов АЭС с ВВЭР//Вопросы повышения эффективности теплоэнергетических установок и систем: Сборник науч. трудов. Саратов: СПУ, 1997. С.51-81.

2. Хрусталев В.А., Ларин Е.А., Ермолаев В.Ф. Повышение безопасности атомно-энергетических объектов в регионе Поволжья //Экология, здоровье, природопользование: Тезисы докл. научно-практ. конференции. Саратов: СГТУ, 1997. С.45-47.

3. Проект атомной электростанции нового поколения/ В.Ф. Ермолаев, A.A. Лапшин, И.В. Кухтевич и др.// Теплоэнергетика. 1995. № 12. С. 5-9.

4. Безлепкин В.В., Ермолаев В.Ф., Кухтевич И.В. Программа расчетных и экспериментальных работ в обоснование безопасности АЭС нового поколения с ВВЭР-500 //Теплофизика - 90: Сборник научи, трудов. Обнинск: ФЭИ, 1990 . С. 22-26.

5. АЭС нового поколения с реакторной установкой средней мощности, повышенной безопасности В-407/ В.Ф. Ермолаев, В.А. Горбаев, А.В. Молчанов, В.В. Безлепкин //Атомная энергетика в топливно-энергетическом комплексе: Тезисы докладов на междун. науч.-техн. конференции. Хабаровск, 1991. С. 2.

6. Хрусталев В.А., Ларин Е.А., Ермолаев В.Ф. Безопасность высоко-' рисковых объектов энергетики - обеспечение и контроль на стадии проектирования // Основные направления стратегии устойчивого эколого-экономического развития Саратовской области: Материалы научн.-техн. конференции. Саратов: СГТУ, 1998. С. 103-105.

7. Ermolaev V. "VVER-640: Status and Constraction", JAIF -Minatom Seminar In, Future Light Water Reactor". Japan, Tokyo, Jonuary, 22-24,

8. Ermolaev V. "VVER-640 Capitalising on Passive Feature". Nuclear Engineering Inyernational, New-York, October, 1996.

Новые схемные и технические решения защищены авторскими свидетельствами и патентом:

1. A.c. 1547572 СССР. Система аварийного охлаждения активной зоны ядерного реактора / П.В. Фролов, В.Ф. Ермолаев, A.B. Молчанов и др. Зарегистр. 17 марта 1988 г.

2. A.c. 1596993 СССР. Система аварийного охлаждения ядерного реактора/ В.Ф. Ермолаев - в соавт. Зарегистр. 1 июня 1990 г.

3. Патент 2050025. Россия. Система аварийного охлаждения реакторной установки/ Б.А. Гершевич, В.В. Безлепкин, В.Ф. Ермолаев и др. Зарегистр. 10 декабря 1995 г.

1996.

Ермолаев Виталий Федорович

ПОВЫШЕНИЕ СИСТЕМНОЙ ЭФФЕКТИВНОСТИ И НАДЕЖНОСТИ ЭНЕРГОБЛОКОВ АЭС С ВВЭР СРЕДНЕЙ МОЩНОСТИ

Автореферат

Ответственный за выпуск

К.Т.Н., доц. каф. ТЭС Гудым A.A.

Панина O.A.

Корректор

Лицензия ЛР № 020271 от 15.11.96

Подписано в печать 30.09.99 Бум. оберт. Усл.-пёч.л. 1,0

Формат 60x84 1/16 Уч.-изд.л.-1,0 Бесплатно

Тираж 100 экз. Заказ 382. I

Саратовский государственный технический университет 410054 г. Саратов, ул. Политехническая, 77 Копипринтер СГТУ, 410054 г. Саратов, ул. Политехническая,77.

Список использованных сокращений.

Предисловие

Глава 1. Основные пути совершенствования АЭС с ВВЭР.

1.1. Анализ проектных проработок АЭС большой и средней мощности

1.1.1. Основные технические решения по блокам ВВЭР (PWR) большой мощности.

1.1.2. Проектные решения по блокам средней мощности.

1.1.3. Использование реакторных установок ВВЭР - 1000 в режиме пониженной мощности: оценка характеристик топливного цикла и безопасности.

1.2. Анализ степени соответствия проекта АЭС с ВВЭР-640 мировому уровню.

1.3. Анализ выполненных исследований по определению системной эффективности энергоблоков АЭС с ВВЭР.

1.4. Цели и задачи исследования.

Глава 2. Основы методики системного исследования АЭС средней мощности с ВВЭР.

2.1. Принципы определения сравнительной эффективности энергоблоков АЭС большой и средней мощности.

2.2. Рост термодинамической эффективности блоков АЭС при повышении давления в ПГ.

2.3. Обоснование комплекса системно-экономических факторов, обеспечивающих сопоставимость энергоблоков АЭС.

2.4. Учет жизненного цикла АЭС в технико-экономических расчетах.

2.5. Учет маневренности энергоблоков АЭС.

2.5.1. Характеристики маневренности современных зарубежных проектов АЭС.

2.5.2. Анализ требований к маневренности энергоблоков АЭС с ВВЭР в России.

2.5.3. Характеристики кратковременного регулирования.

2.6. Основы учета надежности в технико-экономических расчетах энергоблоков АЭС с ВВЭР.

Глава 3. Обоснование и оптимизация проектных решений энергоблоков АЭС средней мощности.

3.1. Топливная эффективность и безопасность активных зон реакторных установок средней мощности.

3.2. Влияние характеристик активной зоны на показатели топливной и общей эффективности энергоблоков.

3.3. Проектные решения по АЭС средней мощности, повышающие безопасность.

Глава 4. Системная эффективность энергоблоков АЭС средней мощности.

4.1. Методика расчета аварийного резерва мощности в развивающейся энергосистеме.

4.1.1. Выбор и обоснование показателей надежности энергоблоков

АЭС с ВВЭР в энергосистемах.

4.1.2. Модель расчета аварийного резерва мощности в развивающейся энергосистеме.

4.1.3. Учет частичных отказов энергоблоков при эквивалентировании разнородных энергосистем.

4.1.4. Расчет аварийного резерва мощности в системе.

4.2. Расчет показателей надежности энергоблоков АЭС как структурно-сложных систем.

4.3. Системная эффективность энергоблоков АЭС средней мощности.

4.3.1. Экономические предпосылки создания энергоблоков АЭС средней мощности.

4.3.2. Сравнение технико - экономической эффективности АЭС с реак- 170 торами ВВЭР большой и средней мощности.

4.3.3. Влияние системных факторов на сравнительную эффективность энергоблоков АЭС (на примере ОЭС Востока).

Выводы.

К началу XXI века Российская атомная энергетика подходит с неоднозначными итогами, как и вся экономика и народное хозяйство, в целом. Вместе с тем эта отрасль энергетики сегодня имеет достаточно четкие перспективы развития, в основном, за счет сформировавшегося вполне конкурентоспособного на мировом рынке направления АЭС двухконтурного типа с водоводяными энергетическими реакторами нового поколения.

К настоящему времени накоплен большой опыт эксплуатации реакторов этого типа, размещаемых в защитных контейнментах. К тому же, имея приемлемую стоимость эти реакторы при усовершенствованиях обеспечивают повышенную безопасность в соответствии с требованиями МАГАТЭ.

Сегодня эти качества проектов АЭС с ВВЭР - повышенная безопасность и надежность при сравнительно высокой эффективности и относительно низкой стоимости, обеспечили получение определенного количества заказов, в особенности на АЭС с ВВЭР средней мощности для России и за рубеж (Казахстан, Венгрия, Болгария, страны Ближнего Востока и др.). Это усиливает конкуренцию лучшим зарубежным образцам со стороны отечественных энергоблоков АЭС с ВВЭР.

Важнейшим наряду, с безопасностью свойством проекта АЭС с ВВЭР средней мощности (АЭС с ВВЭР-640) является большая системная устойчивость и надежность, чем для блоков АЭС с ВВЭР-1000. Разумеется, что это свойство наиболее значительно проявляется в энергосистемах со слаборазвитыми внутренними и внешними электрическими связями, а также с невысокой общей установленной мощностью. Это положение подтверждается существующим опытом эксплуатации АЭС с ВВЭР - 440.

Районы Крайнего Севера, Приморья, Дальнего Востока - потенциальные районы для площадок сооружения таких энергоблоков, что и отражено в перспективных планах развития атомной энергетики России. Важнейшим преимуществом сооружения таких блоков в отдаленных регионах является необходимость энергетической самостоятельности и независимости их от ряда неблагоприятных конъюнктурных моментов.

Низкосортность органического топлива, трудности организации его все-режимного сжигания в котельных энергетических установках местных станций, относительно высокая доля вводимых блоков АЭС по мощности (АЭС с ВВЭР-640), безальтернативность имеющихся слабых источников маневренной и резервной мощности ставят также задачу обоснования условий повышенной маневренности, надежности и устойчивости таких энергоблоков средней мощности к режимным и аварийным изменениям нагрузки и частоты в системе.

Целью настоящей работы является научное обоснование технических, схемно-параметрических и проектных решений и определение системной эффективности и надежности энергетических блоков АЭС средней мощности.

Основными задачами, подлежащими исследованию, являются:

1. Определение основных путей совершенствования АЭС с ВВЭР средней мощности и выработка рекомендаций для обеспечения соответствия их технико-экономических показателей мировому уровню.

2. Разработка методики определения сравнительной системной технико-экономической эффективности АЭС средней мощности с ВВЭР в соответствии с требованиями к новым проектам и условиям их работы в энергетических районах и энергосистемах.

3. Обоснование и оптимизация проектных решений, повышающих тепловую эффективность и безопасность энергоблоков АЭС с ВВЭР средней мощности.

4. Разработка методики учета надежности и маневренности энергоблоков АЭС средней мощности при определении их сравнительной эффективности в энергосистемах.

5. Оценка сравнительной эффективности энергоблоков с ВВЭР - 1000 и ВВЭР - 640 применительно к условиям ОЭС Востока.

В диссертации разработаны:

1. Методика термодинамического анализа влияния давления в парогенераторе на тепловую эффективность энергоблоков АЭС.

2. Методика учета жизненного цикла АЭС с разным сроком службы в технико-экономических расчетах.

3. Технические и проектные решения, обеспечивающие повышение топливной эффективности и безопасности.

4. Методика учета маневренных характеристик энергоблоков АЭС средней мощности в энергорайонах или малых энергосистемах.

5. Методика расчета показателей надежности энергоблоков АЭС средней мощности с учетом структурной схемы и частичных отказов.

6. Методики учета системной надежности и безопасности в сравнительных технико-экономических расчетах АЭС в энергосистемах.

Проведены расчетно-теоретические исследования влияния характеристик топливной эффективности и безопасности активных зон реакторных установок средней мощности на общую их эффективность в системе, показано влияние учета частичных отказов энергоблоков АЭС и их единичной мощности на величину потребного аварийного резерва мощности и аварийное падение частоты в системе, проведено сравнительное сопоставление по эффективности энергоблоков АЭС с ВВЭР-1000 и ВВЭР-640 в ОЭС Востока;

Разработаны, обоснованы и проанализированы новые схемные решения, разработанные с участием автора, повышающие безопасность реакторной установки В-407 в проекте ВВЭР-640 на основе концепции пассивного самоохлаждения двухстенной защитной оболочки и реакторного бассейна при авариях с нарушением охлаждения активной зоны.

Научная новизна исследований заключается в разработке методики оценки и обоснования эффективности АЭС с ВВЭР средней мощности для отдаленных систем со слабыми связями, методики расчета аварийного резерва мощности с учетом частичных отказов энергоблоков АЭС, учетом развития энергосистем и реальных графиков нагрузки, методики синтеза схемных, проектных и технологических решений по обеспечению безопасности с использованием пассивных систем самоохлаждения реакторной установки и двухслойного контейн-мента, снижающих вероятность тяжелых аварий и их последствия до уровня, не требующего полной эвакуации населения .

Практическую ценность представляют в работе методики:

• оценки влияния давления в ПГ с естественной циркуляцией на термодинамическую эффективность и полный электрический КПД блока;

• расчета влияния тепловой эффективности и теплотехнической надежности активной зоны на показатели общей эффективности;

• обоснования новых схемный решений по пассивному охлаждению реакторной установки и защитного контейнмента в случае особо тяжелых аварий;

• расчета резерва при вводе АЭС с ВВЭР средней мощности в отдаленных системах с учетом частичных отказов энергоблоков и развития энергосистем;

• результаты сопоставления по эффективности энергоблоков с ВВЭР-1000 и ВВЭР-640 в ОЭС Востока.

На защиту выносятся:

• методика обоснования системной эффективности АЭС с ВВЭР средней мощности на основе сопоставления с ВВЭР-1000 с учетом тепловой эффективности, надежности, безопасности и длительности жизненного цикла АЭС;

• новые приоритетные решения, разработанные с участием автора по пассивному охлаждению реакторного бассейна и двухстенного защитного контейнмента;

• методика расчета показателей надежности энергоблоков АЭС как структурно-сложных установок и модель обоснования аварийного резерва в развивающейся системе;

• результаты сравнительной эффективности энергоблоков АЭС с ВВЭР-640 и ВВЭР-1000 на примере ОЭС Востока.

Достоверность результатов и выводов определяется положительной апробацией результатов работы при проведении экспертиз проекта АЭС с ВВЭР -640 и получении разрешения Госатомнадзора России на строительство, а также публикацией отдельных материалов диссертации на Международных конференциях, в периодических научно-технических изданиях и сборниках научных трудов, использованием новейших методик многогруппового расчета активной зоны, современных методик оценки безопасности и анализа динамики переходных процессов при авариях с полным обезвоживанием и частичным нарушением охлаждения активной зоны; использованием объективных общепризнанных экономических критериев оптимальности; применением известных базовых методов термодинамического и экономического анализа теплоэнергетических установок, использованием методологии системного анализа, теории надежности систем энергетики, а также тем, что все результаты и новые методические положения получены на основе общей концепции и методологии системного технико-экономического анализа энергетических установок и комплексов.

Работа выполнена на кафедре «Тепловые электрические станции» Саратовского государственного технического университета.

Автор выражает глубокую благодарность научным руководителям доктору технических наук, профессору Хрусталеву Владимиру Александровичу и кандидату технических наук, доценту Ларину Евгению Александровичу за внимательное руководство и консультации при выполнении работы, а также коллективам кафедры "Тепловые электрические станции" и Проблемной научно-исследовательской лаборатории теплоэнергетических установок электростанций

8. Результаты работы внедрены в проекте АЭС с ВВЭР - 640. Методика оценки технико - экономической эффективности АЭС с учетом влияния системных требований использована в программе НИОКР по АЭС с ВВЭР в части создания новой нормативно - технической документации.

1. Андрющенко А.И. Основы термодинамики циклов теплоэнергетических установок 3-е изд. перераб. и доп. -М.: Высшая школа. - 1986 - 319 с.

2. Андрющенко А.И. Показатели эффективности циклов АЭС. / Известия вузов СССР Энергетика. -1982 - № 9. - С. 44-47.

3. Андрющенко А.И., Попов А.И., Дьяков А.Ф. Учет социальной инфраструктуры при сравнении вариантов проектируемых электростанций. // Электрические станции.-1987.- № 40.- С. 49-56.

4. Андрющенко А.И., Аминов Р.З. Оптимизация режимов работы и параметров тепловых электростанций. Москва. Высшая школа, 1983, 252с.

5. Абагян A.A., Лесной С.А., Таратутин В.В. Надежность атомных электростанций и некоторые вопросы технического обслуживания и ремонта// Теплоэнергетика.-1988.- № 5-6.- С. 8-11.

6. Аккерман Г., Хампель Р. Эксплуатация АЭС с водоводяным реактором во время удлинения кампании при работе на мощностном эффекте. // Теплоэнергетика.- 1982, № 7, С. 71-73.

7. Аминов Р.З., Хрусталев В.А. Об эффективности использования ядерного горючего на АЭС / Известия вузов Энергетика. 1990. - № 7. С. 91-94.

8. Аминов Р.З., Хрусталев В.А. Мощные энергоблоки АЭС и покрытие пиковых нагрузок в энергосистемах//Энергетическое строительство. 1988. -№ 2. - С. 62-65.

9. Аминов Р.З., Хрусталев В.А., Ипатов П.Л. Об эффективности извлечения СВП для удлинения кампании энергоблока с ВВЭР-1000. // Известия вузов и энергообъединений СНГ. 1996. - № 9, 10. - С. 12-15.

10. Аминов Р.З., Ларин Е.А., Хрусталев В.А. Основы методики учета надежности при выборе параметров и характеристик АЭС. // Вопр. безопасн. и надежн. при оптим. яд. энерг. уст.: Межвед. сб./ Горьковский политехнический ин-т. Горький, 1985, - С. 121-126.

11. Аминов Р.З., Хрусталев В. А., Чертыков A.M. К сравнению эффективности атомных и тепловых электростанций при работе по переменным графикам нагрузки. // Изв. вузов. Энергетика. 1988. № 4. - С. 55-59.

12. Аминов Р.З., Хрусталев В.А., Борисенков А.Э. Оценка частоты внешнего обесточивания энергоснабжения АЭС с ВВЭР./ Атомная энергия, 1997, вып. 5, август.- С. 37-41.

13. Аркадьев Б.А. Режим работы турбоустановок АЭС. М: Энергоатомиздат, 1986 264 с.

14. A.c. 1547572 СССР. Система аварийного охлаждения активной зоны ядерного реактора./ П.В. Фролов, В.Ф. Ермолаев, A.B. Молчанов и др./Бюлл. изобр.

15. A.c. 1596993 СССР. Система аварийного охлаждения ядерного реактора./В.Ф. Ермолаев и др./Бюлл. изобр.

16. АЭС с ВВЭР: режимы, характеристики, эффективность /Р.З. Аминов, В.А. Хрусталев, A.C. Духовенский, А.И. Осадчий. М: Энергоатомиздат, 1990, -264 с.

17. Безлепкин В.В., Ермолаев В.Ф., Кухтевич И.В. Программа расчетных и экспериментальных работ в обоснование безопасности АЭС нового поколения с ВВЭР-500. В сб. "Теплофизика-90", Обнинск. ФЭИ, 1990. -С.22-26.

18. Борисенков А.Э. Оптимизация структурных схем и параметров АЭС с ВВЭР в условиях повышения безопасности. Диссертация на соиск. ученой степени кандидата техн. наук . Саратов, 1990. -167 с.

19. Букринский A.M. Современные требования к управлению запроектными авариями на АЭС// Теплоэнергетика, 1998, № 5 С. 22-25.

20. Буйнов Н.К., Каплун С.М., Попырин М.С. Учет надежности при оптимизации схем энергоблоков АЭС с ВВЭР//Атомная энергия. 1984, № 57, Вып. 3,-С. 157-161.

21. Вертикальный прямоточный парогенератор для АЭС с ВВЭР./ В.П. Глебов, В.Ф. Москвичев, Б.П. Симкин и др.// Теплоэнергетика. 1983. - №2. -С. 17-20.

22. Вентцель Е.С. Исследование операций. М. 1972. - 551 с.

23. Вознесенский В.А., Воронин JIM. Опыт эксплуатации и перспективы развития атомных электростанций с ВВЭР в Российской Федерации. // Теплоэнергетика, 1998, № 5, С. 2-6.

24. Вопросы методологии управления безопасностью в регионах с высокорисковыми объектами./ В.А. Хрусталев, А.И. Попов, Е.А. Ларин и др. // Безопасность труда в промышленности, 1994, №9. С. 31-35.

25. ВВЭР: новый проект или ступень мощности. / Р.З. Аминов, Э.И. Пакх, В.И. Сафонов, В.А. Хрусталев и др.// Атомная энергия, т. 70, вып. 2, 1991. С. 128-130.

26. Гиршфельд В.Я., Скловская Е.Г. Определение аварийной недовыработки электроэнергии при технико-экономическом сопоставлении вариантов паротурбинных установок.//Теплоэнергетика,- 1970, -№10, -С. 29-33.

27. Гершевич Б.А., Безлепкин В.В., Ермолаев В.Ф. и др. "Система аварийного охлаждения реакторной установки" Патент N 2050025.

28. Гиршфельд В.Я.^ Князев A.M., Куликов В.Е. Режимы работы и эксплуатации ТЭС. М. "Энергия", 1980. 286 с.

29. Гмурман В.Е. Теория вероятностей и математическая статистика. М.: Высшая школа, 1977. - 479 с.

30. Декларация безопасности Балаковской АЭС. Балаково, 1997.

31. Иванов В. А. Режимы мощных паротурбинных установок. -JL: Энергоатомиздат, 1986. 248 с.

32. Иванов В.А. Особенности регулирования турбоагрегатов АЭС. // Теплоэнергетика,- 1982, № 4. - С. 27-30.

33. Иванов В.А. Эксплуатация АЭС. Энергоатомиздат.- Санкт-Петербургское отделение. 1994. - 384 с.

34. Игнатенко Е.И., Пыткин Ю.Н. Маневренность реакторов типа ВВЭР. -М.: Энергоатомиздат, 1985, 83 с.

35. Иванов A.A. Оптимизация паротурбинных установок АЭС с учетом режима использования: Автореф. дис. канд. техн. наук. Иркутск: - СЭИ СО АН СССР, 1984.-22 с.

36. Клемин А.И., Тарасюк А.Ф., Зверева Г.А. Учет специфики полупиковых АЭС при выборе проектных показателей надежности их оборудования. // Вопр. атомн. науки и техники, физики и технол. яд. реакт. -М., 1980, № 1/10, - С. 73-76.

37. Клемин А.И., Емельянов B.C., Морозов В.Б. Расчет надежности ядерных энергетических установок. Марковская модель. М.: Энергоатомиздат, 1982. - 208 с.

38. Клемин А.И., Стригулин М.М. Некоторые вопросы надежности ядерных реакторов. М: - Атомиздат- - 1968. 352 с.

39. Китушин В.Г. Надежность энергетических систем. М. Высшая школа, 1984. 255 с.

40. Концепция развития энергетики Дальнего Востока. Отчет института Ленгидропроект. С.-Петербург. 1996.

41. Концепция безопасности при запроектных авариях АЭС с ВВЭР640/ В.В. Безлепкин, В.А. Горбаев, A.B. Молчанов и др.// Теплоэнергетика, 1995, № 12.

42. Ларин Е.А. Технико-экономическая оптимизация высокотемпературных АЭС. Изд-во Саратов, гос. ун-та. Саратов, 1989, -120 с.

43. Ларин Е.А. Методы и модели расчета и обеспечения надежности в задачах оптимизации комбинированных энергоустановок и систем. // Вопросы повышения эффективности теплоэнергетических установок и систем. Юбилейный научн. сб. Саратов: СГТУ. - С. 12-18

44. Ларин Е.А., Сандалова Л.А., Дербова О.В. Метод расчета надежности энергоснабжающих систем. // Тезисы докладов к Всесоюзному научно-техническому совещанию «Повышение надежности систем теплоснабжения», Сент. 1988, г. Чайковский 1988. - С 17-18.

45. Ларин Е.А. Рыжов A.B. Методика оптимизации природоохранных мероприятий в условиях развиитя энергосистемы. / Основы создания экологически чистых объектов в энергетике и на промышленных предприятиях. Межвуз. Научн. сб. Саратов. - 1992. С. 49-55.

46. Методические рекомендации по оценке эффективности инвестиционных проектов атомных электростанций. М. 1996. Минатомэнерго.

47. Надежность теплоэнергетического оборудования ТЭС и АЭС. /Под ред. Андрющенко А.И. М: Высшая школа. - 1991.-302 с.

48. Нормы радиационной безопасности (НРБ-96) Гигиенические нормативы ГН 2.6.1.054 96.2.6.1. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность. Госсанэпиднадзор России М. 1996.

49. Общая концепция безопасности АЭС с ВВЭР-640. / В.А. Горбаев, М.А. Быков, В.Ф. Ермолаев и др. // Теплоэнергетика, 1995. № 12. С. 14-18.

50. Об эффективности получения дополнительной мощности на энергоблоках АЭС с ВВЭР/ Р.З. Аминов, В.А. Хрусталев, A.A. Сердобинцев и др.// Атомная энергия.- 1986.- Т.61, Вып.6.- С.397-401.

51. Об обеспечении и эффективности реализации регулировочного диапазона мощных ВВЭР в перспективных энергосистемах/ Р.З. Аминов, В.А. Хрусталев, A.C. Духовенский и др.// Изв. вузов- Энергетика, 1984. - № 7,C. 66-69.

52. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций при проектировании, сооружении и эксплуатации ( ОПБ-88/92). М, 1992.

53. Патент 2050025. Россия. Система аварийного охлаждения реакторной установки./ Б.А. Гершевич, В.В. Безленкин, В.Ф. Ермолаев и др.

54. Показатели эффективности атомных установок в энергосистемах. / А.И. Андрющенко, В.Я. Онищенко, А.Б. Дубинин, Е.А. Ларин// Известия вузов СССР Энергетика. -1983.- № 5. - С. 47-51.

55. Попырин Л.С. Структурная надежность энергетических установок. // Теплоэнергетика, 1988. -№ 7. - С. 35-40 .

56. Практическое руководство по методике оценки эффективности инвестиционных проектов АЭС. М. 1996. Минатомэнерго.

57. Правила проектирования и изготовления топливных сборок для ядерных установок с реакторами водо-водяного типа. RCC-C, апрель 1984 г. (с дополнениями на сентябрь 1989 г.).

58. Правила проектирования и сооружения атомных электростанций с водоводяными реакторами 900 Мвт, RCC-P, 4-е издание, сентябрь 1991 г.

59. Правила проектирования и сооружения систем атомных электростанций с реактором типа PWR-1400 МВт, RCC-P, издание 1, октябрь 1991.

60. Проект атомной электростанции нового поколения с реакторной установкой ВВЭР-640. / А.Л. Лапшин, И.В. Кухтевич, М.Ф. Рогов и др.// Теплоэнергетика, 1995. № 12. -С.21-26.

61. Реакторная установка В-320. Проектные материалы. М: ИАЭ им. И.В. Курчатова, 1989 г.

62. Реакторная установка В-407. Проектные материалы.

63. Руководство по планированию и организации эвакуации населения при чрезвычайных ситуациях. М. ВНИИГОЧС-1994.

64. Рухманов Л.Н. Проблемы проектирования организации строительства АЭС/ Энергетическое строительство, 1988. № 12. -С. 15-17.

65. Руденко Ю.Н., Ушаков И.А. Надежность систем энергетики. М. Энергоатомиздат. 1986. 252 с.

66. Состояние и перспективы обеспечения безопасности Балаковской АЭС./ П.Л. Ипатов, В.И. Басов, Е.А. Ларин, В.А. Хрусталев. // Безопасность труда в промышленности, 1996, № 8. -С. 34-37.

67. Савченко В.А., Сковородько С.Н. Прекращение эксплуатации АЭС по истечении срока службы// Итоги науки и техники.: Атомная энергетика.-ВИНИТИ, -М.: 1985. -Вып. 4.-124 с.

68. Техническое задание на разработку технического проекта АЭС в Индии мощностью 2000 Мвт, Киев, 1990.

69. Техническое задание на АЭС Ляньюньган, приложение 1 к Контракту на технический проект N0 ЬУв №>Р-11-97-002/85-265-47100, М., 1997.

70. Технические требования к маневренным характеристикам блоков АЭС с реакторами на тепловых нейтронах типа РБМК, РБМКП и ВВЭР. (проект). М., 1977.

71. Технико-экномическое обоснование строительства Дальневосточной АЭС. Схема выдачи мощности от 4-х энергоблоков АЭС нового поколения с реакторами средней мощности повышенной безопасности. Отчет института "Дальэнергосетьпроект". Владивосток, 1992.

72. Хрусталев В.А. Об оптимальном участии блоков ТЭС и АЭС в покрытии переменных графиков нагрузки. // В сборнике "Энерготехн. использ. низкосорт. твердых топлив и защита окруж. среды. Саратов, 1988. С. 104107.

73. Хрусталев В.А., Ларин Е.А., Мишин В.Н. Вопросы формирования компенсационных выплат высокорисковыми атомно-энергетическими объектами. // Известия вузов и энергообъединений СНГ 1996. -№ 9,10. - С. 27-31.

74. Хрусталев В.А., Мишин В.Н., Ларин Е.А. Формирование компенсационных выплат высокорисковыми атомно-энергетическими объектами// Сборник трудов СГТУ, Саратов, 1996.

75. Хрусталев В.А., Осадчий А.И. Учет специфических особенностей ВВЭР при проектировании энергоблоков АЭС.// Сборник трудов СГТУ, Саратов, 1996.

76. Хрусталев В.А. АЭС с ВВЭР в энергосистемах: пути режимной адаптации. // Атомная энергия, т.71. вып. 6, 1991. -С. 552-555.

77. Шевелев Я.В. Применение дисконтированных затрат для оценки эффективности хозяйственных мероприятий в ядерной энергетике.// Экономика и математические методы.-1984.-Т.20. Вып. 6. С.1103 - 1112.

78. Шевелев Я.В. О цене информации в ядерной энергетике// Атомная энергия. 1984. - Т.57. Вып. 3. - С. 147-153.

79. Эксплуатационные режимы во до-водяных энергетических реакторов/ Под ред. Ф.Я. Овчинникова. -М.: Атомиздат, 1988. 279 с.

80. Эффективность создания, корпусных реакторов с естественной циркуляцией./ Р.З. Аминов, В.А. Хрусталев, А.Э. Борисенков, А.С. Духовенский. / Атомная энергия, т. 69. вып. 4. октябрь 1990. -С. 207-211.

81. Ermolaev V."VVER-640: Status and Constraction", JAIF-Minatom Seminar On Future Light Water Reactor, Japan, Tokyo, January 22-24, 1996.

82. Fedorov V.G., Afrov A.M., Rogov M.F., Ermolaev V.F., Molchanov A.V., "WWER-640 Reactor Plants Basic Design Features", International Seminar New generation Nuclear Power Plants. Poland. Warsawa, September 25-27, 1996.

83. Ermolaev V., "VVER-640 Capitalising on Passive Features". Nuclear Engineering International, October, 1996.

84. Russian-German Seminar on R&D Programs on Severe Accidents to Support the Design and Safety Assessment "of the Reactor Concept WWER-640/407, Russia. Moscow, September 16,1996.

85. OECD/CSNI Workshop on In-Vessel Core Debris Retention and Coolability, TUM Munich-Garching, March 3-6, 1998.

86. Johnson F.T. Modular Constraction Approgch for Advanced Nuclear Plauts; Conway L.E. Stewart W.A. Ptewart W.A. Passive Containment Colliny for Advanced PWR. Trans, of ANS.-1988.-v.57pl91-193.

87. Brewer Sheldy T.C-E/s Advanced PWR for 1990sU Nucl.Eleeg. Vint-1987-32.-N 398.- c.59-60.

88. Sizewell B Power Station. Technical outline, 1995. Nuclear Electric. Suffolk.