Суббота, 2020-10-24, 0:56 AM
Коллекция материаловГлавная

Регистрация

Вход
Приветствую Вас Гость | RSS
Меню сайта
Главная » 2014 » Июль » 29 » Скачать Обоснование системной эффективности и способов повышения коэффициента использования установленной мощности (КИУМ) АЭС С ВВЭР-1000. бесплатно
8:35 PM
Скачать Обоснование системной эффективности и способов повышения коэффициента использования установленной мощности (КИУМ) АЭС С ВВЭР-1000. бесплатно
Обоснование системной эффективности и способов повышения коэффициента использования установленной мощности (КИУМ) АЭС С ВВЭР-1000

Диссертация

Автор: Михальчук, Александр Васильевич

Название: Обоснование системной эффективности и способов повышения коэффициента использования установленной мощности (КИУМ) АЭС С ВВЭР-1000

Справка: Михальчук, Александр Васильевич. Обоснование системной эффективности и способов повышения коэффициента использования установленной мощности (КИУМ) АЭС С ВВЭР-1000 : диссертация кандидата технических наук : 05.14.01, 05.14.03 Саратов, 2006 189 c. : 61 06-5/1951

Объем: 189 стр.

Информация: Саратов, 2006


Содержание:

Предисловие
1 ВВЕДЕНИЕ
11Пути повышения эффективности АЭС с ВВЭР в энергосистемах России
111 Повышение безопасности и надежности эксплуатации на АЭС с ВВЭР-
112 Повышение экономичности и общей эффективности АЭС с ВВЭР-
12 Анализ исследований но удлинению топливных кампаний и повышению КИУМ АЭС с ВВЭР
13Цели и задачи исследования
2 РАЗРАБОТКА МЕТОДИКИ ОБОСНОВАНИЯ ЭФФЕКТИВНОСТИ ИОВЫШЕНИЯ КИУМ АЭС С ВВЭР
21Выбор показателей эксплуатационной эффективности АЭС с ВВЭР-1000 с учетом системных факторов
22Паучные основы удлинения топливных кампаний энергоблоков АЭС с ВВЭР
221 Удлинение кампаний за счет роста обогап1;ения и совершенствования топлива
222 Режимы продления кампаний за счет эффектов реактивности
223 Разработка способов эксплуатации со снижением потерь компенсации реактивности
23Оценка возможностей повышения КИУМ различными методами
231 Повышение КИУМ удлинением топливных кампаний и снятием летних ограничений по мощности
232 Сокращение длительности ремонтов для повышения КИУМ АНАЛИЗ ЭФФЕКТИВНОСТИ НОВЫШЕНИЯ КИУМ УДЛИНЕНИЕМ ТОНЛИВНЫХ КАМПАНИЙ И СОКРАЩЕИИЕМ РЕМОНТОВ
31Методика сравнительного анализа камнаний АЭС с ВВЭР-1000 различной длительности ф *N
32Эффективность нродления камнаний тонливных загрузок на выбеге реактивности
33Анализ эффективности удлинения камнаний нри сокращении длительности ремонтов
331 Влияние на КИУМ длительностей ремонтов и реакторной камнаний
332 Онтимальное нланирование графиков работы энергоблоков на мощности и ремонтов
4 СИСТЕМНЫЙ АНАЛИЗ ЭФФЕКТИВНОСТИ НОВЫШЕНИЯ КИУМ НА ДЕЙСТВУЮЩИХ ЭНЕРГОБЛОКАХ АЭС
41 Анализ надежности твэлов и ТВС нри увеличенных сроках нребывания в активной зоне
42Оценка изменения онеративного и ремонтного резерва в ОЭС в связи с удлинением тонливных камнаний и ростом КИУМ
421 Нормативные основы оценки и иснользования резервов мощности в энергосистемах
422 Методика обоснования и учета ремонтного и онеративного резерва в системе при росте КИУМ АЭС
44Учет "вытеснения" газа из топливно-энергетического баланса
45Оптимальное планирование графиков эксплуатации многоблочной АЭС в режиме исключения СР и КР в энергодефицитный период
451 Анализ топливного цикла с эффективной кампанией 3x305+275 эффективных суток
452 Топливный цикл с базовой эффективной камнанией эффективных суток
453 Анализ длительных топливных циклов
Выводы и рекомендации Снисок использованных источников
43Ограничения роста КИУМ АЭС с ВВЭР-1000 в энергосистемах

Введение:

1.1 Пути повышения эффективности АЭС с ВВЭР в энергосистемах России В современных условиях повышение общей эффективности АЭС должно осуществляться в двух взаимосвязанных направлениях: повышение безопасности и надежности как уже действующих, так и вновь проектируемых и сооружаемых АЭС; повышение общей эффективности АЭС, то есть обеспечение устойчивой конкурентоспособности АЭС на всех стадиях жизненного цикла с другими энергоисточниками. Сказанное справедливо не только для Российских, но и для всех АЭС в мире с различными типами ядерных реакторов. Но в первую очередь это следует отнести к водоводяным корпусным реакторам двухконтурных АЭС на которые ориентирована сегодня атомная энергетическая программа России и доля которых в мире составляет около 65%. Рассмотрим эти вопросы на примере повышения безопасности, надежности и эффективности эксплуатации энергоблоков Балаковской АЭС с ВВЭР, являющейся сегодня одной из наиболее крупных в России и мире. 1.1.1 Повышение безопасности и наделсности эксплуатации на АЭС с ВВЭР-1000 Проект ВВЭР-1000 (В-320) реализован на многих АЭС России, в том числе на энергоблоках Балаковской АЭС с учетом уже формировавшихся в период проектирования составляющих концепции глубоко эшелонированной защиты от разноса радиоактивности в окружающую среду при авариях. Однако законченное формулирование концепции глубоко эшелонированной защиты заверщилось с выпуском документа МАГАТЭ INSAG-3 в 1998г. и принятием национальных правил по безопасности ОПБ-88/97. Поэтому стратегия повышения 350 процедур для обслуживания оборудования АСУ ТП; 700 процедур диагностики металла; 340 процедур ремонта электротехнического, химического и вентиляционного оборудования; 375 процедур эксплуатационных проверок систем; 7 программ обращения с ядерным топливом; 423 эксплуатационных инструкции. Таким образом, имеющаяся в настоящее время на АЭС эксплуатационная документации, написанная в форме, обеспечивающей пошаговый контроль качества, достаточно полно охватывает все направления технологии эксплуатации. Однако усовершенствование этой и особенно ремонтной документации по-прежнему представляется важнейшим направлением повышения качества эксплуатации. Особое направление улучшения качества эксплуатации усовершенствование аварийных инструкций. На Балаковской АЭС в настоящее время на случай аварий действуют 2 инструкции: Инструкция по ликвидации проектных аварий на энергоблоке (далее ИЛА); Руководство по управлению запроектными авариями (далее РУЗА). Инструкция ИЛА написана в событийной форме и охватывает весь перечень проектных аварий с идентификацией их в соответствия с симптомными значениями параметров реактора для всех исходных событий проектных аварий. Традиционно персонал блочного щита управления на российских АЭС обучен действиям при ликвидации проектных аварий исходя из метода узнавания вида аварий в соответствии с симптомами состояний, указанными в ИЛА, но в данной инструкции не рассматривается весь возможный спектр дополнительных отказов оборудования. От персонала, в основном, требовалось хорошее знание аварийных режимов и понимание необходимых ответных действий для компенсации ослабления технических средств безопасности.После 2001г. на Балаковской АЭС, как и на других АЭС в Восточной Европе, разрабатываются инструкции для действий при проектных и запроектных авариях в симптомно-ориентированной форме (СОАИ) в соответствии с методикой фирмы Вестингауз. Для проектных аварий СОАИ уже разработаны применительно к энергоблоку №4 Балаковской АЭС, проведена верификация и валидация инструкций на полномасштабном тренажере. Проводится работа по завершению расчетного обоснования аварийных режимов в реалистическом приближении и с учетом управляюш,их действий персонала. Действовавшее РУЗА основано на теплогидравлических и нейтроннофизических анализах конкретных наиболее важных и ожидаемых 12 запроектных аварий, и оно содержит: рекомендации по способам приведения состояния энергоблока к проектным условиям протекания аварий; симптомы но параметрам состояния энергоблока для идентификации запроектных аварий и прогноз изменения параметров реактора, радиологические характеристики аварии. РУЗА не содержит диагностических процедур для идентификации персоналом БЩУ конкретного типа ЗА и конкретных характеристики деградации защитных барьеров. Между тем, разработанный в настояш;ее время "Перечень ЗА для энергоблоков с ВВЭР-1000 (320)" содержит 19 групп аварий по 3-5 аварий в каждой группе и таким образом отсутствие надежной диагностики типа ЗА в действующей РУЗА является существенным его недостатком. На Балаковской АЭС разработано РУЗА в симптомно-ориентированной форме на методической основе, принятой фирмой Вестингауз при разработке "Инструкций по восстановлению функций безопасности". Методика восстановления функций безопасности привлекательна концептуальной универсальностью. Она предлагает идентификацию, прежде всего, не ЗА конкретного вида, но диагностику деградации защитных барьеров глубоко эшелонирований защиты, В результате диагностики состояний энергоблока персоналу предлагаются процедуры управления оборудованием для восстановления критических функций безопасности (КФБ): подкритичность активной зоны, охлаждение активной зоны, теплоотвод от 1-го контура ко 2-му контуру, целостность 1-го контура, целостность контейнмента. Внедрение нового РУЗА сдерживается незавершенностью аналитических обоснований ЗА, которые необходимы для уточнения собственно процедур восстановления КФБ. Но, вместе с тем, диагностические процедуры состояния КФБ не зависят от полноты аналитических обоснований управления ЗА, так как в диагностике используются пределы и условия безопасной эксплуатации, которые однозначно определены в технологическом регламенте эксплуатации, В этой связи представляется логичным ввести в действие РУЗА, основанное на диагностике и управлении КФБ, после согласования его с разработчиками проекта или решением эксплуатирующей организации по результатам экспертизы на соответствие проектному обоснованию безопасности. Последующие расчетные обоснования ЗА в реалистическом приближении позволят уточнить процедуры восстановления КФБ. Для энергоблоков Балаковской АЭС выполнен вероятностный анализ безопасности (ВАБ) первого и второго уровня. Результаты этого анализа позволяют дополнительно к экспертному анализу недостатков существующей глубоко эшелонированной защиты определить приоритеты при составлении аварийных инструкций. Так, из результатов ВАБ-1 следует целесообразность предусмотрения для управления ЗА дополнительных возможностей: подачи воды в парогенераторы из пруда-охладителя высоконапорными легкотранспортабельными насосами; резервирования любого из 3-х дизель-генераторов для аварийного энергоснабжения на одном энергоблоке от дизель-генераторов 3-х других энергоблоков. Реализация таких операций в неавтоматическом режиме, а хотя бы в течение 1 часа от начала ЗА при условии предварительно подготовленных технических возможностей их выполнения, позволила бы снизить существенно расчетную частоту повреждения активной зоны в ситуациях, когда теряются важнейшие проектные средства управления КФБ. Опыт многих АЭС мира, включая российский, показал, что повышение культуры безопасности и учет человеческого фактора дополнительное важнейшее средство повышения безопасности. Поэтому исключение ошибок персонала во всех технологических процессах, включая аварийные, постоянно действующая программа на АЭС. Эта задача решается: организацией эффективной системы подготовки персонала в центре подготовки; обеспечением на рабочих местах условий, уменьшающих вероятность ошибочных действий. Программа подготовки персонала ориентирована на систематическое обучение: знанию технологических процессов (эксплуатационных режимов РУ, ремонтных процессов); культуре безопасности (принципам обеспечения, изучению ошибочных действий в национальной и зарубежной практике); практическим знаниям (операторы на тренажерах, ремонтники на стендах и макетах, а в последнее время также на тренажерах). Учет человеческого фактора с целью исключения ошибочных действий на АЭС реализуется постоянной направленностью мероприятий на исключение принятия неправильных решений средствами: техническими; процедурными. Технические средства наиболее эффективны в направлениях автоматизации технологических процессов, диагностике металла и состояния оборудования, развитии информационных систем типа "Советчик оператора". Процедурные улучшения особо эффективны на фоне хорошей базовой подготовки персонала: ориентированности работать точно согласно процедуре; проявлении критической позиции с приоритетом безопасности; коммуникативности. Повышение противоаварийной подготовленности персонала включает не только обучение навыкам ликвидации, локализации аварий, но и создание заш,итных условий для персонала при эксплуатации АЭС в аварийных условиях. С этой целью оборудованы два заидитных пункта управления аварией: на плош;адке АЭС и в городе. Оба пункта управления оснап1;ены: надежной телефонной связью с городом; системой спутниковой и компьютерной связи с крупным центром концерна; компьютерной сетью со всеми блочными ш;итами управления; комплексом эксплуатационных инструкций и технологических схем. Па площадке АЭС и в санитарно-защитной зоне введена в работу система автоматизированного контроля радиационной обстановки АСКРО, связанная спутниковой связью с кризисным центром концерна. Систематически проводится противоаварийные тренировки персонала с привлечением сил и средств, предусмотренных "Планом защиты персонала при радиационных авариях". В ходе этих тренировок проверяется готовность специальных формирований, составляемых из специалистов АЭС, решать в чрезвычайных обстоятельствах специфические задачи: оценки радиологических фактов аварии и прогноз радиационной обстановки на площадке АЭС; организации восстановительных мероприятий; тушения пожаров с учетом условий радиационной аварии; эвакуации персонала и организация медицинской помощи.КИУМ ы NH-T где Т и Т, длительность анализируемого периода (Т) и время (Ti) работы на уровне мощности Nj, простоя в ремонте или резерве; N,1, Ni уровни мощности: номинальная и мощность в i-ый период времени. Анализ возможностей повышения КИУМ проводит к следующим направлениям его роста: увеличение времени работы энергоблока на номинальной мощности в расчетный период (за счет более длительных топливных кампаний); использование форсировочных возможностей оборудования; уменьшение времени ремонта и периодов работы на пониженной мощности; эффективное (до некоторого предела) продление кампаний на мощностном и температурном эффекте реактивности. Как видно из этого перечня, эффективность путей повышения КИУМ во многом зависит от внешних условий энергосистемы, но в значительной мере обусловлена и внутристанционными технологическими возможностями. Важно, что всякое повышение КИУМ может быть реализовано только в мере, отвечающей согласованным внешним требованиям системы и внутренним возможностям АЭС. В этой связи под внешними требованиям системы понимаются реальные возможности потребительского рынка в региональной энергосистеме (или более крупном объединении, вплоть до ФОРЭМ) принимать электроэнергию данной АЭС исключительно по графикам с базовыми характеристиками. Как известно, в последние годы исходный проектный топливный цикл для ВВЭР-1000 существенно изменился: с 2-летнего на 3-летний. Однако межремонтный период остался прежним: 300 суток. Для АЭС с четырьмя энергоблоками (Балаковская АЭС) и при достигнутой в 2000-2001гг. длительности ремонтов в среднем на один энергоблок 80 суток, (с учетом текущих кратковременных ремонтов между очередными плановыми) это очень неудобная цикличность. Даже при идеально удачном планировании почти в течение всего года один какой-либо из энергоблоков находится ремонте и часто случаются наложение ремонтов на 2-х энергоблоках. Между тем на современных западных АЭС с PWR успешно освоены 18-ти и 24-месячные топливные циклы. Для ВВЭР при достигнутом уровне надежности твэлов и ТВС считается реальной целью переход на 15-18 месячные топливные циклы с 3-х разовыми периодами работы загружаемых ТВС до полного выгорания. Это позволит уменьшить число ремонтов в полном цикле с 4-х до 3-х, при одной и той же заданной длительности полного топливного цикла. В настояш;ее время для ВВЭР-1000 наиболее прогрессивным и уже освоенным топливным циклом можно считать 4-х летний цикл (4x300 эф. суток). Этот цикл составит полную продолжительность 28800 часов. Но такую же полную длительность можно получить и в 3-х разовом топливном цикле с длительностью работы между ремонтами в 13-14 месяцев (390-420 суток). Такой улучшенный топливный цикл при заданной продолжительности ремонтов 80 суток позволит достигнуть КИУМ 84,0%. В то же время как при цикле 4x300 КИУМ составит только 78,9%. Переход же на 18-месячный топливный цикл (3x540) позволит достичь при той же заданной длительности ремонта в 80 суток значения КРГУМ в 89,0%. Для достижения такой цели возникает ряд очевидных и очень важных проблем, состоящих в том, чтобы: 1) увеличить время работы твэлов до 36000-39000 часов, повысить жесткость каркаса ТВС для уменьшения прогиба направляюш;их каналов и исключения застреваний ОР СУЗ; 2) обосновать возможность испытания ПК КД, ПГ и ревизии арматуры реже, чем требуется по правилам (1 раз в 12 месяцев); 3) обосновать возможность надежной работы основного оборудования без ревизии и ремонта в течение 14-18 месяцев..Все эти три важные проблемы разрешимы в настоящее время: Задача 1) на стадии завершения в 2003-2004гг. По проблеме 2) есть богатый опыт эксплуатации аналогичных ПК КД, ПГ и арматуры на западных АЭС с PWR и необходимо выполнить соответствующие обоснования надежности этого оборудования для изменения российских правил безопасности и технологического регламента. По проблеме 3) накоплен опыт работы Балаковской АЭС в период 19941998гг., когда реакторные установки работали в межремонтные периоды на пониженной мощности более года, имея все это время рабочие параметры (таблица 1.3). Таблица 1.3 Данные по топливным кампаниям БалАЭС Номер энергоблока 1 2 3 Период работы топливной кампании 08.07.97-14.07.98 14.01.94-02.04.95 02.12.94-22.02.96 Длительность работы РУ без расхолаживания, сут. 371 432 448 Текущие ремонты турбогенератора, сут. Не было 7 Не было Следует отметить, что требование правил по испытанию ПК КД, ПГ и ревизии арматуры консервативны и не обосновывались ранее в проекте в реалистическом приближении. Другой действенный путь повышения КР1УМ уменьшение длительности ремонтов, планируемых на АЭС. Так, на современных западных АЭС с PWR за последние 10-15 лет достигнуто значительное сокращение длительности ремонтов с 70-80 до 35-45 суток. Аналогичную задачу надо решить и для российских АЭС. Составляющие условия этого решения известны. 1) Уменьшить продолжительность перегрузки топлива в реакторе и отправки отработавшего топлива с АЭС в 2-3 раза. Проблема устраняется приданием каркасу ТВ С большей жесткости (например, совместная конструкция ТВСА ОКЕМ и ОКБ "Гидропресс").2) Внедрить метод контроля герметичности оболочек (КГО) твэлов в штанге машины для перегрузки топлива ("сиппинг"-метод) и исключить КГО твэлов в пеналах. 3) Перейти от консервативного и тотального метода планирования ремонта к ремонту по состоянию оборудования, то есть согласно диагностике и оценке надежности оборудования в реалистическом приближении. 4) Перейти от консервативного 4-летнего цикла обследования корпуса реактора и капитального ремонта основного оборудования к 8-летнему, выполнив соответствуюш;ие обоснования надежности оборудования. Для повышения КИУМ необходимо также усовершенствовать оборудование, влияюп];ее на электрический КПД выработки и на уровень мощности энергоблоков в летние периоды эксплуатации. Повышение 1СПД прямым образом влияет на тепловую эффективность АЭС и улучшает топливоиспользование за счет большей выработки энергии при тех же загрузке топлива и глубине его выгорания. Поэтому рост КПД может привести также к увеличению КИУМ энергоблока за счет некоторого удлинения работы топливной загрузки. Больший рост КИУМ может; быть достигнут снижением или полным снятием ограничений нагрузки по технологическим причинам, например, в летний период. В летний период на Балаковской АЭС снижается эффективность работы конденсаторов турбин и турбопитательных насосов (ТПН) из-за чего периодически проводятся разгрузки энергоблоков для чистки конденсаторов от ила и ракушек. Кроме того, с течением времени снижается эффективность прудаохладителя. Особо актуален этот вопрос в связи с досооружением и предстоящим вводом 5, 6 блоков. В этой связи запланированы мероприятия: внедрение на всех энергоблоках системы современной шарикоочистки; установка фильтров на входе циркуляционной воды в конденсаторы ТПН; углубление дна пруда-охладителя и другие меры. Системный подход к анализу возможностей повышения безопасности, надежности и эффективности эксплуатации Балаковской АЭС позволил определить следующие важнейшие направления. 1. Повышение безопасности улучшением глубоко эшелонированной защиты. 2. Совершенствование топливного цикла. 3. Оптимизация ремонтного и технического обслуживания. 4. Повышение эффективности турбогенераторов в летний период. 5. Улучшение подготовки персонала и повышение культуры безопасности. Статистические данные, отражающие динамику изменения КИУМ Балаковской АЭС в течение последних лет, представлены в таблице 1.4 Возможные пути обеспечения роста КИУМ на АЭС и составляющие достигаемого эффекта показаны на рисунке 1.1. Таблица 1.4 Динамики значений КИУМ энергоблоков Балаковской АЭС и станции в среднем Годы Блок 2 БлокЗ Блок 4 Блок 1 АЭС 52,8 1993 40,0 45,0 44,8 45,65 1994 46,0 41,81 21,4 58,8 41,1 33,4 68,2 1995 25,2 27,0 38,45 64,1 53,92 1996 58,8 37,5 55,3 25,2 56,4 1997 46,95 57,1 49,1 1998 64,4 54,65 52,1 41,2 60,9 1999 62,135,4 74,8 69,7 60,52 78,1 2000 86,8 77,3 79,5 68,9 2001 72,6 80,13 88,8 80,2 78,8 2002 81,2 82,9 74,1 80,0 81,7 2003 82,1 84,2 74,0 83,9 86,3 Как видно из таблицы 1.4 наиболее устойчивый рост КИУМ на Балаковской АЭС обеспечивался после 1998г. До 1998г. снижение КИУМ объяснялось не технологическими причинами, а сниженной востребованностью электроэнергии и падением платежеспособного спроса [9, 22, 23, 28, 70]. Повышение КИУМ АЭС может привести к наибольшим эффектам, если при этом производится планомерная работа по упрочению их конкурентоспособности в энергосистеме, в том числе и за счет продления сроков эксплуатации. Очевидно при этом, что для реализации высоких КРГУМ АЭС с эффектом для энергосистемы и экономики в целом, необходима структурная подготовка и развитие потребительского рынка.Меры, обеспечивающие рост КИУМ на АЭС Условия реализации высоких КИУМ в энергосистеме Факторы системного эффекта от роста КИУМ Удлинение топливных камнаний повышением X X, Продление камнаний за счет т. и м.э.р. Х, шц const Повышение глубины выгорания загрузки компенсацией за счет т. и м.э.р. Повышение КПД нетто энергоблока и АЭС в целом Снижение или снятие технологических ограничений на мощность летом Сокращение длительности ремонтов, удлинение ремонтного цикла Проведение части ремонтов и ТО "на ходу" КИУМ --Форсировка мощности, продление ресурса энергоблока АЭС Соблюдение баланса маневренных мощностей Меры по развитию регионального потребительского энергетического рынка Оценка дополнительного резерва в системе при F=const Конкурентоспособность и региональная эффективность Рост валовой прибыли, налогов в бюджет и регион Экспортная выручка за замещаемый газ Снижение выбросов в атмосферу Снижение затрат в захоронение ОЯТ max, обеспечиваемый КИУМ i пТ[Тбаз (1 Тбаз)Нвых шах, востребованный в системе у АЭС пТз+(п-1)СР КР Рисунок 1.1 Пути роста КИУМ АЭС и составляющие эффекта К) в таблице 1.5 представлены ресурсные характеристики энергоблоков Балаковской АЭС. Таблица 1.5 Назначенные сроки работы энергоблоков Балаковской АЭС Электрическая Срок ввода, мощность год (брутто), МВт 1 1985 ВВЭР-1000 1000 1000 ВВЭР-1000 2 1986 1988 3 1000 ВВЭР-1000 1000 1993 ВВЭР-1000 4 первоначально назначенный срок вывода из эксплуатации. Тип реактора Номер энергоблока Срок окончания эксплуатации, год* 2015 2017 2018 2023 Поколение энергоблока II II II II Для реактора типа ВВЭР или PWR и BWR (за рубежом) к критическим элементам, определяющим возможность продления эксплуатации, относится корпус. Замена этого элемента, в принципе, возможна, но в условиях российских конструкций контейнментов может привести к слишком высоким затратам. Концептуально, положительное решение о продлении сроков эксплуатации корпусов реакторов должно основываться на выполнении следуюш;их критериев [62]: приемлемый уровень безопасности дальнейшей эксплуатации корпуса и других элементов (на уровне, обеспечиваюш;ем соответствие требованиям и стандартам, действуюш;им на момент продления эксплуатации); техническая возможность продления эксплуатации; экономическая эффективность эксплуатации энергоблока сверх назначенного срока службы. Для определения степени соответствия энергоблоков, вырабатываюш;их назначенный ресурс, названным выше критериям "Росэнергоатом" разработал "Нормативно-методические требования к управлению ресурсными характеристиками элементов энергоблоков АС", которые получили также сокращенное наименование "КОНУР контроль, оценка, прогнозирование, управления ресурсными характеристиками элементов АС". Этот документ дает методологию расширенного (системного) подхода к обоснованию целесообразности продления эксплуатации энергоблока сверх назначенного срока службы или, напротив, в некоторых случаях определенного сокращения этого срока. Последнее оказалось характерным по данным [17, 21, 62] для ряда так называемых "запредельных" АЭС США, то есть АЭС с себестоимостью выработки электроэнергии, превышавшей (на уровне 1999г.) 3 цента/кВт-ч, которые испытывали трудности с техническим обслуживанием и реализацией своей, практически неконкурентоспособной энергии. По этой причине только в 1997г. в США было выведено из эксплуатации шесть энергоблоков АЭС. В соответствии со сказанным, эффективная и экономичная эксплуатация энергоблоков Балаковской АЭС является необходимым условием (и в определенном смысле гарантом) продления срока их службы. Подобные изыскания в направлении целесообразности продления энергоблоков Российских АЭС с ВВЭР-1000 уже проводятся. 1.2 Анализ исследований по удлинению топливных кампаний и повышению КИУМ АЭС с ВВЭР В разработках ВНИИ АЭС для топливных циклов повышенной длительности [60] для ВВЭР-1000 в качестве критериев эффективности рассмотрены себестоимость электроэнергии и совокупная экономическая прибыль, ползаемая от выработки электроэнергии. В [60] отмечено, что анализ эффективности топливоиспользования для различных топливных циклов реакторов ВВЭР (стационарные загрузки) может проводиться по следуюш;им критериям: глубина выгорания выгружаемого топлива, удельный расход природного урана; топливная составляюш;ая себестоимости электроэнергии, каждый из которых имеет свои достоинства и недостатки. Глубина выгорания топлива, характеризуюш;ая энергетическую эффективность использования ядерного топлива не позволяет сравнивать топливные циклы, имеюш,ие разное среднее обогащение топлива и разную кратность перегрузок. В исследованиях ВНИИ АЭС по повышению КР1УМ АЭС с ВВЭР-1000 рассмотрены обогащения отЗ,7 до 5%, а диапазон кратности перегрузок от 2 до 5. Удельный расход природного урана позволяет сравнивать различные топливные циклы и различные типы реакторов, однако является натуральным показателем и не учитывает стоимость разных ТВС. Топливная составляющая себестоимости электроэнергии является стоимостным критерием и позволяет сравнивать различные топливные циклы с точки зрения затрат на ядерное топливо, однако она не учитывает длительность проведения ППР, затраты на ремонт и прочие эксплуатационные издержки. В [60] сделан вывод, что наиболее объективными критериями (показателями), позволяющими сравнивать различные топливные циклы и выбирать из них оптимальные по отношению к рассматриваемой целевой функции (например, КРГУМ) с учетом длительности проведения ППР, структуры затрат на производство электроэнергии на энергоблоке и количества произведенной энергоблоком электроэнергии, является себестоимость электроэнергии и совокупная экономическая прибыль (валовой доход минус валовые издержки). В [60] предложено

Скачивание файла!Для скачивания файла вам нужно ввести
E-Mail: 1662
Пароль: 1662
Скачать файл.
Просмотров: 170 | Добавил: Диана33 | Рейтинг: 0.0/0
Форма входа
Поиск
Календарь
«  Июль 2014  »
ПнВтСрЧтПтСбВс
 123456
78910111213
14151617181920
21222324252627
28293031
Архив записей
Друзья сайта
  • Официальный блог
  • Сообщество uCoz
  • FAQ по системе
  • Инструкции для uCoz
  • Copyright MyCorp © 2020 Создать бесплатный сайт с uCoz