Проект блоку АЕС з реактором ВВЕР-1000

D? = DО.В.+DЗ.П.+DИ.+DП

можна заздалегідь розрахувати кожну зі складових D? , думаючи, що джерело випромінювання, що визначає її, має одиничну активність і вона обумовлена яким-небудь одним радіонуклідом. Тоді, оскільки доза пропорційна активності джерела випромінювання, легко визначити дозу при будь-якім значенні активності цього радіонукліда в джерелі, у силу адитивності дози, визначити дозу, обумовлену всіма радіонуклідами. Саме так зважується задача про визначення дозового навантаження на індивідуума, що проживає поблизу АЕС, у методиці, що тут викладається [15].

Кожна зі складових дозового навантаження в цій методиці визначається по своїх формулах, у яких використовується дозовий коефіцієнт, що зв'язує одиничну активність радіонукліда j у тій чи іншій субстанції, що є джерелом випромінювання на організм, окремі органи і тканини організму людини, причому на людину визначеної вікової групи. Введено і заздалегідь розраховані наступні дозові коефіцієнти:

Rjiо.в. - дозовий коефіцієнт опромінення випромінюванням радіонукліда і органів і тканин i від хмари викиду;

Rjiз.п. - дозовий коефіцієнт опромінення випромінюванням радіонукліда j органів і тканин i від забрудненої поверхні землі (забруднення в результаті сухого і мокрого осадження аэрозолей з хмари викиду на місцевість);

Rjiи - дозовий коефіцієнт опромінення випромінюванням радіонукліда j органів і тканин i при інгаляції з приземного шару повітря для особ вікової групи r;

Rjiп - дозовий коефіцієнт опромінення випромінюванням радіонукліда j органів і тканин i при споживанні забруднених продуктів харчування для облич вікової групи r.

Розмірність дозових коефіцієнтів підібрана так, щоб у її значенні
містився максимум інформації і тим самим виключалися додаткові обчислення. Rо.в. - має розмірність [Зв/с]/[Бк/м3], тобто для визначення Dо.в. необхідно знати тільки питому активність радіонукліда j в області викиду [Бк/м3]. Відповідно розмірність інших дозових коефіцієнтів: Rо.в. - [Зв/с] /[Бк/м3] (потрібно знати тільки щільність випадання радіонуклідів), Rи - Зв/Бк (необхідно знати інгальовану активність радіонукліда j у Беккерелях), Rп - Зв/Бк (необхідно знати активність радіонукліда j у продуктах харчування, Бк). Тоді по [16]:

(7.1),

де ао.в.j, ап.з.j, аи.j і ап.j, - активність радіонукліда j (у відповідних одиницях) у хмарі викиду, у поверхневому забрудненні місцевості, у вдихуваному повітрі і продуктах харчування. Кожна з цих величин визначається по своєму співвідношенню з урахуванням особливостей регіону АЕС за даними про річний викид радіонукліда і в атмосферу Qj. Іншими словами: доза зовнішнього опромінення від хмари викиду на органи тканини i Diо.в. на відстані х від АЕС у напрямку v.

Diо.в.,хvj = Qi• Go,bj (x)v• Rrio,bj, (7.2)

де Go,bj (x)v - середньорічний метеорологічний фактор розведення радіонукліда j на відстані х від АЕС у напрямку v, див/м3 (індекс r визначає вікову групу особ, що опромінюються,). Значення Go,bj (x)v можна розрахувати з використанням таблиць, приведених у [15]. Дані про значення Ro,bj для деяких радіонуклідів при опроміненні всього тіла людини приведені в Таблиця 7.1.

Таблиця 7.1. «Дозові коефіцієнти деяких радіонуклідів при опроміненні людини (усе тіло) г- випромінюванням хмари викиду АЕС (зовнішнє опромінення)» [15]

Нуклід	Rо.у,	Rо.у,	Нуклід	Rо.у,	Rо.у,
41Ar	8,67•10-14	3,21•10-1	135mXe	2,86•10-14	1,06•10-1
85mKr	1,06•10-14	3,93•10-2	135Xe	1,65•10-14	6•10•10-2
87Kr	5,24•10-14	1,94•10-1	131I	2,57•10-14	9,51•10-2
88Kr	1,87•10-13	5,08•10-1	132I	1,54•10-13	5,71•10-1
89Kr	1,39•10-13	5,16•10-1	133I	4,00•10-14	1,48•10-1
133mXe	2,78•10-15	1,03•10-2	134I	1,74•10-13	6,43•10-1
133Xe	3,24•10-15	1,20•10-2	135I	1,30•10-13	4,82•10-1

Доза зовнішнього опромінення від поверхневого забруднення місцевості радіонуклідом j на органи тканини i на відстані х від АЕС у напрямку v [16]

Diп.зхvj = qj [Fcvj(x)+Fмvj(x)]• kj• Rriп.зj, (7.3),

де Fcvj(x) і Fмvj(x) - середньорічні фактори сухого і мокрого (відповідно) осадження радіонукліда j із хмари викиду на відстані х у напрямку v від АЕС, м-2; kj - поправочний коефіцієнт, що враховує нагромадження і розпад радіонукліда j: Kj= -1j [1-exp(- -1j t)]; t - час нагромадження радіонукліда.

Значення Rп.зj для деяких радіонуклідів дані в Таблиця 7.2. [15]. Дозові коефіцієнти в Таблиця 7.2. [15] дані для відкритої місцевості, тобто без обліку захисної дії будинків і споруджень, з їхньою допомогою визначається потужність дози Y- випромінювання на висоті 1м над поверхнею землі. Захист для будинків можна врахувати введенням поправочного множника, значення якого залежить від виду будівлі (дерев'яне, цегельне, бетонне) і поверховості. Поправочний множник приймає значення від 1 до 0,01.

Таблиця 7.2.«Дозові коефіцієнти деяких радіонуклідів при опроміненні людини (усе тіло) г- випромінюванням осілих на місцевості радіонуклідів викиду АЕС (зовнішнє опромінення)» [15]

Нуклід	Rп.з,	Rо.у,	Нуклід	Rп.з,	Rо.у,
31Cr	1,58•10-17	8,50•10-4	106Ru	1,03•10-16	3,8•10-4
51Mn	4,14•10-16	1,53•10-3	131I	1,99•10-16	7,10•10-4
59Fe	5,54•10-16	2,05•10-3	134Cs	7,83•10-16	2,90•10-3
58Co	6,03•10-16	2,23•10-3	137Cs	2,91•10-16	1,07•10-3
60Co	1,15•10-15	4,25•10-3	140Ba	1,03•10-16	3,80•10-4
65Zn	2,74•10-16	1,00•10-3	140La	1,03•10-15	3,81•10-3
141Ce	3,70•10-17	1,37•10-3	141Ce	3,88•10-16	1,43•10-3
95Nb	3,83•10-16	1,42•10-3	144Ce	1,16•10-17	5,90•10-5
103Ru	2,68•10-16	9,90•10-4	239Np	7,12•10-17	3,61•10-4

Доза внутрішнього опромінення при інгаляції радіонукліда j на відстані х від АЕС у напрямку v на органи і тканини i для вікової групи r:

Drихvj = Qi• Go,вj (x)v• kr• Riиj •urи , (7.4.),

де kr - поправочний коефіцієнт для вікової групи r,

urи - швидкість подиху для людей вікової групи r, м3/сек.

Найбільшу небезпеку при вдиханні представляють радіоактивні ізотопи йоду, критичним органом для якого є щитовидна залоза. Дозові коефіцієнти Rи для ізотопів йоду рівні: (кЗв/Бк) 131I - 2,9• 105; 131I - 4,9• 104; 131I - 8,5• 103. Інша, крім ізотопів йоду, група найбільш радіаційно небезпечних радіонуклідів виявляється не в режимі нормальної роботи АЕС, а при аваріях - це ізотопи плутонію, наприклад, для 239Pu Rи=5,3• 106 пЗв/Бк. Доза внутрішнього опромінення випромінюванням радіонукліда j у кількості аj, Бк/кг:

Drnj =• ArjRinj• kr, (7.5)

де Arj - річне надходження радіонукліда j із продуктами харчування в організм людини, Бк (kr = 1 для дорослих людей і зростає до 11,6 зі зменшенням віку до декількох місяців, для 14С, 90Sr, U і Pu збільшується в цьому ж інтервалі до 3,4). Оскільки різні продукти харчування, зроблені на територіях прилягаючих до АЕС, забруднені радіонуклідом j по різному і радіонуклід не однаково засвоюється організмом людини при надходженні з різними продуктами харчування, то в [15] прийнято, що Аrj = Arj1+Arj2+Arj3, причому індекси 1,2 і 3 відповідають споживанню рослинних, м'ясних і молочних продуктів відповідно. Arjv (v=1,3) = ajv uv (uv - річне споживання рослинних м'ясних і молочних продуктів), тому при визначенні Аrjv враховується яку частку цих продуктів з повного і річного споживання людиною складають продукти місцевого виробництва. В таблиці 7.3 наведені дані про наявність активності в молоці при нормальній роботі станції в залежності від зони проживання.

Таблиця 7.3. «Середня еквівалентна доза в щитовидній залозі населення»

Зона	Середня початкова питома активність молока q0,Бк/л	Ефективний полуперіод зменшення активності молокаТе, діб	Середня еквівалентна доза Dekv, мЗв
			Діти	Дорослі
1	41095	5,209	102	1,20,2
2	1200240	5,20,8	294	3,60,4
3	3700660	4,20,6	7310	9,10,9

Висновок. В розділі була розглянута проблема дозового навантаження на людину, обумовлена газоаерозольними викидом АЕС.

При аналізі данних було виявлено, що доза опромінення залежить:

по-перше, від сили викиду;

по-друге, від відстані до станції;

по-третє, від концентрації речовин після викиду в місці „приземлення”;

по-четверте, від природних умов.

Приймаючи це до уваги можна зоробити висновок, що для забезпечення безпеки життєдіяльності людини необхідно проводити контроль продуктів харчування, так як саме через продукти в організм можуть потрапити найбільш небезпечні речовини. Доза зовнішнього опромінення майже завжди (крім випадків аварій) знаходиться в безпечному діапазоні, навіть якщо людина проживає в зоні 1.

8. Розрахунок техніко-економічних показників блоку

8.1 Вихідні дані

У даному пункті коротко приводяться виробничі характеристики АЕС: потужність, річний виробіток і відпустка электро і теплової енергії, чисельність працюючих і ін.

Таблиця 8.1. «Вихідні дані»

Показник	Величина
Встановлена електрична потужність енергоблоку, Ру, МВт	1000
Кількість годин використання встановленої електричної потужності блоку за рік, hy, год	6500
Річна відпустка теплової енергії, Qотп, млн. ГДж	1,9
Витрата електричної енергії на технологічні нестатки, Кс. н., %	6,35
Питомі капіталовкладення, , грн/кВт	2000
Штатний коефіцієнт для експлуатаційного персоналу, nэшт, чол/МВт	0,48
Середньорічна зарплата з нарахуваннями на одного працюючого, , грн/чол. рік	12800
Ціна палива, Цт, грн/кг	5600
Глибина вигоряння палива, b, МВт-сут/т	32000
ККД блоку брутто, n бр	0,333
Тариф на електричну енергію, Те, коп/кВт-год	12,0
Тариф на теплову енергію, Tq, грн/ГДж	15,0

8.2 Розрахунок капітальних вкладень і оцінка вартості основних фондів АЕС

Витрати, зв'язані з будівництвом і пуском в експлуатацію АЕС називаються капітальними. У Таблиця 8.1. приводяться значення питомих капітальних вкладень по залишковій вартості з урахуванням зносу. Аналогічно визначаються й основні фонди (їхня вартість на даний момент часу).

,

де коефіцієнт вкладень до основних фондів;

питомі капіталовкладення;

встановлена електрична потужність.

Капітальні витрати (вкладення) обчислимо за формулою:

Основні виробничі фонди АЕС:

8.3 Оцінка вартості оборотних коштів АЕС

Для здійснення безупинної роботи АЕС, придбання палива і запасних частин для проведення ремонтів необхідні кошти, що визначаються:



де частка оборотних коштів у вартості палива;

вартість оборотних коштів АЕС, грн,

завантаження одного реактора паливом, т, приймаємо для ВВЕР

ціна палива, за 1 кг, грн.

8.4 Розрахунок обсягу вироблення і відпустки електричної енергії

У даних розрахунках річна виробнича програма АЕС виражається в натуральних величинах через вироблення енергії. Річний виробіток електроенергії:

де встановлена електрична потужність, МВт;

кількість годин використання встановленої елетричної потужності, год.

Річна відпустка електроенергії із шин АЕС:

де Кс.н. - витрата електроенергії на технологічні нестатки, %.

Річна відпустка теплової енергії від АЕС:

8.5 Розрахунок сумарних річних експлуатаційних витрат, зв'язаних з виробництвом і відпусткою електричної і теплової енергії

Виробничі витрати АЕС складають суму грошових витрат на придбання палива, реагентів, інших матеріалів, витрати на воду, зарплату персоналу АЕС, амортизація основних фондів, управлінські витрати та інше.

Річні витрати на ядерне паливо:

де Ру - встановлена електрична потужність, МВт,

ц - коефіцієнт навантаження реактора,

ц = hy / TK =6500 / 8760 = 0,742

Цт - ціна 1 кг палива, грн/кг,

з6p - ККД брутто енергоблоку,

b - глибина вигоряння палива, МВт-сут/т.

hу- кількість годин використання встановленоїелектричної потужності,

Тк - календарний час року (Тк =8760 год)

Річні амортизаційні витрати:

де Ф0 - вартість основних виробничих фондів АЕС, грн.,

- усереднена норма амортизаційних відрахувань (=15%),

Річні витрати на ремонт устаткування (основних фондів) АЕС:

Річні витрати на зарплату експлуатаційного персоналу:

n3шт - штатний коефіцієнт для експлуатаційного персоналу, чол./МВт,

Фзп- середньорічна зарплата з нарахуваннями для експлуатаційного персоналу, грн/чол. рік.

Ру - встановлена електрична потужність, МВт.

Інші експлуатаційні витрати:

де Иа - витрати на амортизацію, грн., Изп - витрати на зарплату, грн., Ирем- витрати на ремонт, грн.

Сума значень усіх витрат дає значення сумарних річних експлуатаційних витрат, зв'язаних з виробництвом енергії.

Структура виробничих витрат приводиться в Таблиця 8.2., де частка складової собівартості визначається по формулі:

гі = Иі / И?

де, гі - частка складової собівартості по i-ому напряму витрат;

Иі - витрати по напряму;

И? - сумарні витрати.

Результати розрахунку зведемо в таблицю 8.2:

Таблиця 8.2. Дані розрахунку експлуатаційних витрат по АЕС

Стаття витрат	Величина, млн. грн.	в % до підсумку, гі
1. Паливо , Ит	142,32	27,81
2. Амортизація, Иа	270	52,77
3. Ремонт, Ирем	45	8,79
4. Зарплата, Изп	6,144	1,2
5. Інше, Ипр	48,17	9,41
Разом	511,63	100

8.6 Розрахунок собівартості одиниці електричної і теплової енергії

У ряді техніко-економічних показників роботи АЕС, дані показники є інтегруючими і мають велике значення для аналізу виробничої діяльності будь-якого підприємства. Проблема калькуляції собівартості одиниць продукції на АЕС полягає в тому, що необхідно сумарні витрати розділити між двома видами енергій. Це здійснюється по спеціальній методиці.

Групуємо сумарні витрати таким чином:

1-а група Ик (капітальна складова)

де Иа - амортизація, Ир- ремонт,

2-а група Ит (паливна складова) =

3-а група Ичф (людський чинник)

Розподіляємо групи витрат між двома видами енергії (електричної і теплової) таким чином:

Паливна складова собівартості між двома видами енергії розподіляється:

а) на вироблення електроенергії:

де Кэ- коефіцієнт відношення витрат на електроенергію (приймаємо Кэ= 0, 97).

б) на вироблення теплової енергії:

Капітальна складова Ик розподіляється між двома видами енергій електричної і теплової (собівартість 1 1 кВт Чгод і собівартість 1 ГДж тепла).

Игк - витрати на виробництво електроенергії пов'язані з витратами на гідроспоруди;

Иэо - витрати на електроенергію, пов'язані з експлуатацією електроустаткування;

Иобщк - загальні витрати на всі види продукції, пов'язані з виробництвом електроенергії;

Ик(э) - величина загальних витрат, що відносяться до виробництва електроенергії;

Иэк - сумарна капітальна складова собівартості продукції, що відноситься до виробництва електроенергії;

Иб - витрати на бойлерні і мережні насоси;

Ик(q) - величина витрат, що відносяться до теплової енергії;

Иqк - сумарна капітальна складова, що відноситься, до виробництва теплової енергії;

Кэ = 0,97 - коефіцієнт відношення витрат на електроенергію.

Розрахунок позначених величин представлений в Таблиця 8.3

Таблиця 8.3. «Розподіл капітальної складової собівартості продукції АЕС між двома видами енергії».

Витрати	На електроенергію	На теплову енергію
1. Витрати, що відносяться до даного виду енергії	Гідроспоруди: Игк =0,08 ЧИк = = 0,08Ч315Ч106= = 25,2Ч106 грн Електроустаткування: Иэо = 0,09 ЧИк = 0,09Ч315Ч106 = =28,35Ч106грн =22,79Ч106грн	Бойлера, мережні насоси: Иб = 0,01Ч Ик = = 0,01Ч315Ч106 = 3,15Ч106 грн.
2. Загальні витрати на всі види продукції	Иобщк = Ик-( Игк +Иэо+Иб) = = 315Ч106 -(25,2Ч106 +28,35Ч106 + 3,15Ч10б) =258,3Ч106 грн
3. Величина загальних витрат, що відносяться до даного виду енергії	Ик(э) = Иобщк ЧКэ = =258,3Ч106Ч0,97 =250,55Ч106 грн	Ик(q) =Иобщк Ч(1- Кэ) = 258,3Ч106 Ч(1-0,97) = 7,749Ч106 грн
4. Сумарна капітальна складова собівартості продукції	Иэк = Ик(э) + Игк + Иэо = =250,55Ч106+25,2Ч106 + +28,35Ч106 = = 304,1Ч106грн	Иqк = Ик(q) +Иб = =7,749Ч106 +3,15Ч 106 =10,9Ч106 грн

Перевірка:

Ик = Игк +Иqк =315Ч106 грн = 304,1Ч106 грн +10,9Ч106 грн

Складова собівартості, пов'язана з «людським фактором» розподіляється :

а) на вироблення електроенергії:.

Иэчф=Ичф ЧКэ= 54,31Ч106Ч0,97 = 52,68Ч10бгрн;

б) на вироблення теплової енергії:

Иqчф =Ичф -Иэчф =54,31Ч 106 - 52,68Ч106 =1,63Ч106 грн

Сумарні річні експлуатаційні витрати, пов'язані з виробленням і відпусткою електроенергії із шин АЕС.

Иэ = Иэт + Иэк + Иэчф = 138,05Ч106 + 304,1Ч106+52,68Ч106 =494,83Ч106грн.

Сумарні річні експлуатаційні витрати, зв'язані з відпусткою теплової енергії:

Иq = Иqт + Иqк + Иqчф =4,27 Ч106+10,9Ч106+1,63Ч106 =16,8Ч10б грн.

Собівартість 1 кВтгод. виробленої електроенергії:

Cв = Иэ Ч102 / Wв =494,83 Ч108 / 6,5Ч109 =7,61 коп/кВтгод

Собівартість 1 кВтгод відпущеної споживачам електроенергії:

Cотп =ИэЧ102 / Wотп=494,83 Ч108 /6,087 Ч109 =8,13 коп/кВтгод

Собівартість одного ГДж відпущеної споживачам теплової енергії:

Cq = Иq /Qотп = 16,8Ч106 / 1,9 Ч106 =8,84 грн/ГДж

8.7 Визначення загального прибутку, рентабельності і беззбиткового обсягу виробництва електроенергії на АЕС

Загальний прибуток:

П = (Tэ-Comn)ЧWomn Ч10-2 + (Tq -Cq)ЧQomn = (12,0-8,13)Ч 6,087 Ч109Ч10-2 +(15,0-8,84)Ч1,9Ч106=236,92Ч106 грн.

де Тэ і Tq- тарифи на ел. и теплову енергії

Рентабельність АЕС:

R = (П / Ф0+Oc )Ч100% =(236,92Ч106 / 1,8Ч109+851,2Ч106 )Ч100% = 8,93%

Величина беззбиткового обсягу виробництва.

З погляду маркетингу в енергетиці для АЕС має велике значення величина річного обсягу відпустки споживачам електроенергії. Якщо Wотn<WKp, тоді АЕС працює збитково. Для перевірки на беззбитковість роботи визначають величину Wкр - критичне вироблення по формулі:

Wкр = (Иэ - Иэт) / (Tэ-Cm )Ч10-2 = 494,83 Ч106-138,05Ч106/ (12,0-2,26)Ч10-2 =3,66Ч109 кВтгод

де Cm - паливна складової собівартості одного кВтгод відпущеної споживачам електроенергії, коп:

Cm = ИэтЧ102/ Womn = 138, 05 10б/6, 087109 = 2,26 коп/(кВт год)

Так як Womn > Wкр , то робимо висновок, що підприємство працює прибутково.

8.8 Зведені техніко-економічні показники роботи АЕС за рік

Для техніко-економічного аналізу показників роботи АЕС за один рік, в таблиці 8.4 приведені їх значення.

Таблиця 8.4. «Зведена таблиця техніко-економічних показників»

Показники	Величина
1	Річна відпустка електроенергії з шин АЕС, млрд.кВт·год, Wотп.	6,087
2	Річна відпустка тепла споживачам, млн.ГДж	1,9
3	Основні фонди АЕС, млн. грн.	1800
4	Оборотні кошти, млн. грн.	851,2
5	Сума щорічних експлуатаційних витрат АЕС, млн. грн.	511,6
6	Собівартість 1 кВтгод відпущеної електроенергії, коп.	8,13
7	Собівартість 1 ГДж теплової енергії відпущеної з АЕС, грн.	8,84
8	Об'єм беззбиткового виробництва і відпустки електроенергії, млрд. кВтгод	3,36
9	Очікуваний прибуток, млн. грн.	236,92
10	Очікувана рентабельність %	8,93

Враховуючи те, що внаслідок данного заходу зростає:

- надійність роботи енергоблоку;

- зростає кількість годин роботи енергоблоку за рік, а це в свою чергу приводить до додаткового вироблення електричної енергії.

Додаткове виробництво електричної енергії приводить до знижки собівартості виробленої електричної енергії і підвищенню прибутку.

У нашому випадку додаткове виробництво електричної енергії в наслідок запровадження данного заходу визначається за формулою:

ДW= Py • K3 • Дt = 1000000 • 72 • 0,87= 0,0626 • 109 кВт • год

Py - встановлена електрична потужність блоку

K3 - коефіцієнт завантаження, приблизно 0,87

Дt - час додаткової роботи енергоблоку, в нашому випадку 72 год.

Собівартість одного виробленого кВт•год внаслідок запровадження данного заходу визначається за формулою:

C2= C1¦1+ бn(W1 ? W1 + ДW -1)¦

бn - частка умовно постійних витрат собівартості продукції;

Маємо:

бn= 1- Um ? Uсум = 1- 142,32 ? 511,6= 0,28

C2=7,61¦1+ 0,28(6.5•109 ? 6,5 •109 + 0,0626•109 -1)¦= 7,58 коп/кВт•год

Річний економічний ефект визначається за формулою:

Е2=(C1- C2) • (W1 + ДW) •10-2

Е2=(7,61- 7,58) • (6,5• 109 + 0,0626• 109 ) •10-2 = 0,19• 107 грн.

Висновок. У даному розділі були розраховані техніко-економічні показники енергоблоку з реактором ВВЕР-1000.

Техніко-економічні показники роботи АЕС є основою визначення ефективності виробництва електричної і теплової енергії, дозволяють встановити ступінь технологічності і продуктивності устаткування, ефективність використовування ресурсів.

Виконуючи розрахунок, одержали собівартість 1 кВт·час відпущеної електроенергії 8,13 коп. і собівартість 1 ГДж теплової енергії відпущеної з АЕС складає 8,84 грн. Запланована річна відпустка електроенергії з шин АЕС 6,087 млрд.кВт·год і річна відпустка теплової енергії споживачам складає 1,9 млн.ГДж. З погляду маркетингу в енергетиці АЕС має значення величина річного об'єму відпустки електроенергії споживачам. Порівнюючи величину беззбиткового обсягу виробництва електроенергії Wкр=3,66109кВт·год і відпущену електроенергію із шин АЕС, Wотп=6,087109 кВт·год, одержуємо Wотп > Wкр. Можна зробити висновок, що дана АЕС рентабельна, тобто працює беззбитково, тому виторг від реалізації відпущеної електроенергії перекриває її накладні витрати і очікуваний прибуток складе 236,92 млн.грн.

Рівень рентабельності для розрахованої АЕС склав 8,93 %, що менше, ніж на діючих АЕС. Низький рівень рентабельності поясняється тим, що висока собівартість основних фондів і невеликий прибуток через високу собівартість електроенергії. Висока собівартість визначається великими питними капітальними вкладеннями, а також великою собівартістю палива.

Великі капітальні вкладення дають велику суму амортизаційних витрат.

Висновок

У данному дипломному проекті був виконаний розрахунок реактора ВВЕР-1000. В результаті проведеного теплогідравлічного і нейтронно-фізичного розрахунків активної зони були отримані величини, аналізуючи які, можна зробити висновки, що вибраний варіант задовольняє вимогам по теплотехнічній надійності. За температурними показниками всі розраховані температури не перевищують припустимих величин, що не призводить до скипання теплоносія на поверхні ТВЕЛа і розплавленню пального.

За результатами розрахунку побудований графік залежності Кеф= f(t) і визначено тривалість кампанії реактора. Для компенсації надмірної реактивності для «холодного» неотруєного реактора розрахована ефективність поглинаючих стрижнів, визначена їх сумарна компенсуюча здатність, а також визначена концентрація борної кислоти у воді.

При розрахунку теплової схеми з турбоустановкою К-1000-60/3000 визначені параметри основного конденсату і живильної води, а також відносні витрати робочого тіла по елементах схеми турбоустановки.

В індивідуальному завданні розглянутий вплив нейтронного потоку на матеріал оболонки ТВЕЛу. В роботі детально досліджена структура і динаміка кристалічних грат твердих розчинів на основі діоксиду цирконію. На прикладі листового сплаву Zr - 1% Nb експериментально виявлена кристалографічна переорієнтація зерен у вершині тріщини, що рухається, що становить інтерес як з наукової, так і з практичної точок зору.

Визначені основні техніко-економічні показники енергоблоку з реактором типу ВВЕР-1000. За даними техніко-економічних показників можна сказати, що дана АЕС рентабельна, тобто працює беззбитково, тому виторг від реалізації відпущеної електроенергії перекриває її накладні витрати.

Викладені основні питання радіаційної безпеки на АЕС, такі як: джерела радіаційної небезпеки, захист від випромінювань, утримання виробничих приміщень і т.д. Опрацьовані питання охорони праці, яким надається особлива увага на АЕС, а саме: техніка безпеки, електро- і пожежна безпека, виробнича санітарія.

Список використаної літератури

1. Рівкін С.Л., Александров А.А. «Теплофізичні властивості води і водяної пари». М.: «Енергія», 1980

2. Верхівкер Г. П. Тепло-гідравлічний і нейтронно-фізичний розрахунки ядерного реактора типу ВВЕР. Одеса, ОГПУ, 1995.

3. Вишняков Я.Д., Бабареко А.А., Владимиров С.А. «Теорія утворення текстур у металах і сплавах». М.: Наука, 1979.

4. Галузевий каталог. «Паротурбінні енергетичні установки». М.: 1984.

5. Урсу І. «Фізика і технологія ядерних матеріалів». М.: Енергоатоміздат. 1988.

6. Бартоломій Г.Г., Бать ГА., Байбаков В.Д., Алхутов М.С. «Основи теорії і методи розрахунку ядерних енергетичних реакторів». М.: Енергоатоміздат, 1989.

7. Гольцев В.Ю., Зеленський А.В. «Зони локалізації пластичної деформації в попередньо деформованих тонколистих пластичних матеріалах». М.: Енергоатоміздат. 1984.

8. Херцберг Р.В. «Деформація і механіка руйнування конструкційних матеріалів». М.: Металургія. 1989.

9. Iсаенкова М.Г., Перлович Ю.А. «Кінетика і механізми текстуроутворення в альфа-цирконії при прокаті».- «Фізика металів і металознавство».: 1987, т.64, вип.1.

10. Iсаенкова М.Г., Перлович Ю.А. « Роль двійникування у розвитку текстури деформації», 1991, №5.

11. Вассерман Г., Гревен І. «Текстури металевих матеріалів». М.: Металургія, 1969.

12. Iсаенкова М.Г., Перлович Ю.А. «Пепреоріентація кристалів альфа-цирконію при прокаті».- Метали. 1987, №3.

13 СНіП || -2-80 Протипожежні норми проектування будинків і споруджень. Норми проектування. М.: Стройіздат, 1962.

14. Долін П.А. Довідник . по техніці безпеки. М.: Енергоатоміздат. 1984.

15. Бабаев В.В., Єгоров Ю.А. Охорона навколишнього середовища при експлуатації АЕС. М.: Енергоатоміздат. 1984.

16. Гусєв Н.Г., Бєляєв В.А. Радіоактивні викиди в біосфері. М.: Енергоатоміздат. 1991.

17. Александров В.І., Воронько Ю.К. «Дослідження структурних перетворень у твердих розчинах на основі діоксиду цирконію і гафнію методом комбінаційного розсіювання світла». ФТТ. 1978.

18. Бібілашвілі Ю.К. «Приймальні критерії, що використовуються при ліцензуванні твелів для ВВЕР». Доклад.

19. Бібілашвілі Ю.К. «Розробка, виробництво і експлуатація тепловиділяючих елементів енергетичних реакторів», Москва: «Енергоатоміздат», 1995.

20. Бек Е.Г., Єнін А.А., Іванов А.В. «Стан оболонок відпрацьованих твелів ВВЕР». Атлас.

Размещено на Allbest.ru