Проектирование реакторной установки

3. Коэффициент полезного действия АЭС - характеризует ее экономичность, совершенство проектных решений и технический уровень эксплуатации. Значение к.п.д. зависит, главным образом, от типа ядерной паро-производительной установки и параметров теплоносителя.

4. Предельный срок эксплуатации АЭС - характеризует надежность и долговечность работы основного оборудования и АЭС в целом.

5. Экономическая эффективность сооружения АЭС - ее показателем в энергетике является минимум приведенных затрат.

6. Глубина выгорания ядерного топлива - характеризует эффективность использования ядерного топлива.

7. Штатный коэффициент - характеризует удельную численность персонала АЭС. Численность персонала зависит от типа ядерной паро-производительной установки, уровня автоматизации технических процессов, принятой системы ремонтно-технического обслуживания.

При калькуляции себестоимости производства электроэнергии на АЭС, определение постоянной составляющей себестоимости практически ничем не отличается от методики расчета, принятой для конденсационных электрических станций. Например, при выборе норматива амортизационных отчислений и учете стоимости, все производственные фонды АЭС разделяют на группы, аналогичные тем, которые приняты для ТЭС (здания и сооружения, оборудование ЯППУ и СВО, турбинное оборудование, вспомогательное тепломеханическое оборудование и трубопроводы; электромеханическое оборудование и распределительные устройства).

Нормируемые проценты амортизационных отчислений на капитальный ремонт устанавливают исходя из срока службы основного оборудования (30 лет), производственных зданий и сооружений (60-65 лет). Для турбоагрегатов и традиционного тепломеханического и электротехнического оборудования на АЭС применяются те же нормы амортизационных отчислений, что и для ТЭС.

Специфичным является оборудование ЯППУ и других радиоактивных контуров. Для этого оборудования, как отмечалось выше, выбор нормативного процента амортизационных отчислений зависит от назначения и условий его эксплуатации. Сложнее обстоит дело с учетом на АЭС переменных затрат и, следовательно, переменной составляющей себестоимости, а это на 90% - затраты на ядерное топливо. На АЭС за основу расчета топливной составляющей принимают принцип постепенного переноса стоимости ядерного топлива на отпускаемую электроэнергию, пропорционально достигнутому выгоранию топлива. Более точно стоимость топлива, находящегося в рассматриваемый момент времени в реакторе, можно оценить по кривым изменения изотопного состава топлива за период кампании. Однако такие углубленные оценки не требуются для практических целей. /19/

Затраты на заработную плату включают в себя зарплату за отработанное время рабочих, непосредственно участвующих в технологическом процессе производства электроэнергии по фонду заработной платы (основная заработная плата) и дополнительную, представляющую собой выплаты, не связанные с рабочим временем.

Расходы по текущему ремонту основных фондов включают основную и дополнительную заработную плату ремонтных рабочих и ИТР по руководству текущим ремонтом, стоимость ремонтных материалов и запасных частей, стоимость услуг сторонних организаций и пр.

К прочим расходам относятся общестанционные расходы, а также оплате услуг сторонних организаций; оплата по охране труда и технике безопасности: расходы по анализам и испытаниям оборудования, производимым сторонними организациями.

В дипломном проекте рассматривается расчет ТЭП для АЭС с блоками 300МВт (n=4).

Расчет технико-экономических показателей АЭС-РУ ВБЭР-300

Таблица 19. Данные технико-экономических показателей АЭС-РУ ВБЭР-300

КПД (брутто) реактора и АЭС определяется как соотношение электрической мощности к тепловой:

КПД (нетто) реактора и АЭС определяется по КПД (брутто) и коэффициенту собственных (Ксн).

Годовой расход ядерного горючего для реакторов на тепловых нейтронах определяется по формуле:

где, Nст - электрическая мощность АЭС, МВт; h - количество часов работы на полную мощность; 24 - коэффициент пересчета часов в сутки; В - глубина выгорания ядерного горючего в МВт · сут/т , которая принимается исходя из физического расчета реактора и опытной эксплуатации отечественных и зарубежных АЭС при соответствующем обогащении ядерного горючего. //20

Годовая выработка электроэнергии:

Годовой расход электроэнергии на собственные нужды АЭС

Ксн - расход электроэнергии на собственные нужды.

Годовое количество электроэнергии, отпущенного потребителю

Коэффициент использования мощности АЭС

h кал - максимально возможное количество часов работы в году.

Удельный расход ядерного горючего

4.2 Капитальные вложения для АЭС

Капитальные вложения для АЭС рассчитываются по формуле:

где К_уд.АЭС=13628тыс.тенге/кВт - удельные капиталовложения в АЭС;

N_э=590МВт - электрическая мощность АЭС.

Тогда получаем:

4.3 Годовой расход природного ядерного горючего

Рассчитаем тепловую мощность реактора:

КПД брутто АЭС з_бр=34,705. Тогда получаем:

Число часов использования установленной мощности АЭС h_y= 8100ч/год.

Годовой расход природного ядерного горючего в пересчете на условное топливо рассчитывается по формуле:

4.4 Годовой расход обогащенного урана

Средняя глубина выгорания г=40 МВт•сут/кг.

Годовой расход обогащенного урана рассчитаем по формуле:

4.5 Годовой расход природного урана

Годовой расход природного урана рассчитывается по формуле:

А -коэффициент перехода от природного урана к урану проектного обогащения.

Коэффициент А находим следующим образом:

где х_н=4,4 % - проектное обогащение; с=0,71 % - содержание U²³⁵ в природном уране; y=0,21 % - содержание U²³⁵ в отвалах обогатительного производства; коэффициент 1,05 учитывает потери при обогащении.

Тогда получаем:

4.6 Удельный расход природного ядерного горючего навыработанные кВт•ч электроэнергии

4.7 Годовые амортизационные отчисления

Норма амортизации на реновацию составляет: Н_ам=3,3 %.

Годовые амортизационные отчисления рассчитываются по формуле:

4.8 Затраты

4.8.1 Годовые затраты на ядерное горючее

Цена ядерного горючего в пересчете на условное топливо Ц_я=100руб 500 тенге/тут.

Годовые затраты на ядерное горючее рассчитываются по формуле:

4.8.2 Годовые затраты на заработную плату

Штатный коэффициент по эксплуатационному персоналу АЭС

n_эксп⁼0,27 чел/МВт.

Среднегодовой фонд оплаты труда одного работника составляет Ф=1,152 млн.тенге/(чел•год).

Посчитаем затраты на заработную плату:

4.8.3 Годовые затраты на ремонтный фонд

Коэффициент отчислений в ремонтный фонд в_рем⁼5 %. Посчитаем затраты на ремонт:

4.8.4 Годовые затраты на прочие расходы

4.9 Определение себестоимости одного отпущенного кВт•ч

Рассчитаем себестоимость производства электроэнергии на АЭС:

Коэффициент собственных нужд равен k_сн=5 %. Себестоимость одного отпущенного кВт•ч:

Таблица 20. Сводная таблица основных технико-экономических показателей АЭС

В связи с подорожанием топлива и его переработки, АЭС становится конкурентоспособной по отношению к ТЭС.

Главным путем дальнейшего повышения экономической эффективности АЭС является снижение годовых издержек производства за счет улучшения использования ядерного топлива. Однако, благодаря специфике АЭС, все мероприятия, связанные с изменением себестоимости электроэнергии, мало влияют на общую экономичность АЭС. Поэтому для наиболее эффективного воздействия на ТЭП АЭС необходимо, в первую очередь, проводить мероприятия, направленные на снижение эксплуатационных затрат и составляющей себестоимости.

Основными направлениями технологического усовершенствования

и повышения ТЭП АЭС являются:

- снижение удельных капитальных затрат на строительство;

- сокращение сроков строительства и освоения мощности энергоблоков АЭС;

- совершенствование проектов АЭС (оптимизация параметров тепловой схемы и другие мероприятия);

- снижение издержек производства, связанные с выработкой электроэнергии, а также сокращение производственных потерь и расходов электрической и тепловой энергии на собственные нужды станции;

- совершенствование режимов использования топлива (увеличение глубины выгорания ядерного топлива и длительности компании и т.п.);

- улучшение распределения энерговыделения по объему активной зоны реактора;

- оптимизация эксплуатационных режимов АЭС;

- повышение квалификации эксплуатационного персонала и надежности.

Заключение

В дипломном проекте рассмотрены различные вопросы, связанные с автоматизацией энергоблока АЭС с ВБЭР-300. Были проведены расчеты по капитальным вложениям для АЭС, годовой расход природного ядерного горючего и годовые затраты на ядерное горючее.

В разделе экологии и безопасности проекта были рассмотрены вопросы эргономичности рабочего места оператора ЭВМ на атомных электростанциях. Соблюдение данных рекомендаций необходимо для комфортной работы оператора;

В разделе экономики был произведен расчет основных технико-экономических показателей АЭС общей мощностью 295 МВт (энергоблока с ВБЭР-300).

Привлечение уникального опыта технологий и производственного потенциала российского атомного судостроения для создания АС открывает возможность внедрения атомной генерации в нишу региональной энергетики и, в том числе, реновации низкоэкономичных и изношенных энергоблоков на углеводородном топливе в Республике Казахстан и Российской Федерации, а также перспективы сбыта на мировом рынке.

Реализация проекта строительства АС с РУ ВБЭР-300 позволит:

1. Использовать технологии ядерно-топливного цикла на предприятиях РК;

2. Получить максимальную прибыль с каждого кг добытого U, за счет продажи ТВС;

3. Осуществлять поставки топлива в форме «полного пакета» обеспечивающие потребителям надежность поставок и конкурентоспособность РК на мировом ядерном рынке;

4. Обеспечит появление внутреннего рынка ТВС, производимых в РК.

Принятая в проекте АС с РУ ВБЭР-300 технология в целом опирается на многолетний опыт разработки, сооружения и эксплуатации судовых реакторных установок, а также успешно эксплуатирующихся как в России, так и за рубежом АЭС с реакторами типа ВВЭР, что выражается в максимальном использовании материалов, оборудования и систем, подтвердивших свою надежность и ресурсные показатели при эксплуатации. В ОБИН представлены основные требования к обеспечению безопасности энергоблока АС с РУ ВБЭР-300 с точки зрения ядерной, радиационной и технической безопасности, целевые вероятностные показатели безопасности, включая оценку степени риска персонала и населения, основанные на требованиях НД, практике проектирования, предварительных расчетах. Детальное обоснование безопасности блока выполняется в ООБ на стадии сооружения АС, а в ограниченном объеме - в ПООБ на этапе получения лицензии на строительство АС в части концептуального описания объекта и его безопасности для окружающей среды и населения, включая предварительный анализ безопасности и физической защиты.

Список используемой литературы

1. Н.Н. Пономарев-Степной, А.И. Кирюшин, Н.И. Кваша, Е.М. Королев, О.Б. Самойлов, Ю.Г. Никипорец Атомные электростанции с реакторной установкой ВБЭР-300, журнал ЯО России, №6, декабрь, 2002 г.

2. T. Theofanous et al. "In-VesselCoolability and Retention of a Core Melt". Nuclear Engineering and Design, vol.169, 1997, pp. 1-48.

3. O. Kymalainen, H. Tuomisto and T. Theofanous, "In-Vessel Retention of Corium at the Loviisa Plant", Nuclear Engineering and Design, vol.169, 1997, pp. 109-130.

4. Брыкалов С.М. Применение принципа доминирования при оценке эффективности инвестиционных проектов / С.М. Брыкалов, Ф.Ф. Юрлов // Интеграл № 3, 2009 г. - С. 68 (0,15 п.л.)

5. Брыкалов С.М. Методика выбора эффективных инвестиционных решений (на примере проектов в атомной электроэнергетике) / С.М. Брыкалов // Интеграл № 5, 2009 г. - (0,3 п.л.)

6. Брыкалов С.М. Варианты реакторных установок для ледокола нового поколения и их сравнительный технико-экономический анализ / С.М. Брыкалов, В.В. Кутыркин, С.А. Фатеев // Сборник тезисов докладов пятой Международной молодежной научно-практической конференции «Будущее технической науки» (19 мая 2006 г.). - Н. Новгород: Изд-во НГТУ, 2006 г. - С. 308 (0,1 п.л.)

7. Брыкалов С.М. Методика сравнительного технико-экономического анализа проектных решений объекта / С.М. Брыкалов, С.В. Удалищев, С.А. Фатеев // Молодежь в науке. Сборник аннотаций докладов Пятой научно-технической конференции (г. Саров, 01-03 ноября 2006 г.). - г. Саров: Изд-во ФГУП РФЯЦ «ВНИИЭФ», 2006 г. - С. 115 (0,1 п.л.)

8. Брыкалов С.М. Анализ влияния фактора мощности на технико-экономические показатели реакторных установок / С.М. Брыкалов, С.В. Удалищев, С.А. Фатеев // Десятая международная молодежная научная конференция «Полярное сияние 2007. Ядерное будущее: безопасность, экономика и право»: Сборник тезисов докладов / Отв. редактор проф. Харитонов В.В. - М.: МИФИ, 2007 г. - С. 126-127 (0,1 п.л.)

9. Брыкалов С.М. Анализ влияния фактора мощности на технико-экономические показатели / С.М. Брыкалов, С.В. Удалищев, С.А. Фатеев // Нижегородская сессия молодых ученых. Технические науки: Материалы докладов (12; 2007). - Н. Новгород: Гладкова О.В., 2007 г. - С. 116-117 (0,1 п.л.)

10. Брыкалов С.М. Модель государственно-частного партнерства при реализации инновационного проекта АС ММ / С.М. Брыкалов, Л.В. Гуреева, С.В. Удалищев // Сборник аннотаций докладов Шестой научно-технической конференции «Молодежь в науке» (г. Саров, 30 октября - 01 ноября 2007 г.). - г. Саров: Изд-во ФГУП РФЯЦ «ВНИИЭФ», 2007 г. - С. 118 (0,1 п.л.)

11. Брыкалов С.М. Анализ влияния определяющих факторов на затратные показатели топливного цикла реакторной установки / С.М. Брыкалов, Л.В. Гуреева, С.В. Удалищев // Молодежь ЯТЦ: наука и производство. Материалы научно-практической конференции молодых специалистов и аспирантов 13-17 ноября 2007 г. - г. Северск: Изд. СГТА, 2007 г. - С. 223 (0,1 п.л.)

12. Брыкалов С.М. Сравнительный анализ российских и зарубежных подходов к оценке эффективности инвестиционных проектов / С.М. Брыкалов, Л.В. Гуреева, С.В. Удалищев // Будущее технической науки: тез. докл. восьмой Междунар. молодеж. научно-техн. конф.; НГТУ им. Р.Е. Алексеева. - Нижний Новгород, 2009 г. - С. 346 (0,1 п.л.)

13. Брыкалов С.М. Обоснование эффективного выбора инновационных проектных решений / С.М. Брыкалов, Л.В. Гуреева, С.В. Удалищев // Инновационные процессы в менеджменте. Финансы как особая форма экономических отношений. Управление финансами: сборник статей шестой Международной научно-практической конференции. - Пенза: Приволжский Дом знаний, 2009 г. - С. 3-6 (0,2 п.л.)

14. Брыкалов С.М. Оценка экономической эффективности единственного инвестиционного проекта / С.М. Брыкалов, Ф.Ф. Юрлов // Права человека и права народа в современном обществознании. Актуальные вопросы внешнеэкономической деятельности: право, экономика, таможенное дело: сборник статей Международной научно-практической конференции. - Пенза: Приволжский Дом знаний, 2009 г. - С. 42-45 (0,15 п.л.)

15. Брыкалов С.М. Особенности методических подходов к оценке эффективности инвестиционных проектов / С.М. Брыкалов // Инновации в экономике, менеджменте и подготовке кадров: сборник материалов Всероссийской научно-практич. конф.; НГТУ им. Р.Е. Алексеева. - Н. Новгород, 2009 г. - С. 87-88 (0,1 п.л.)

16. Брыкалов С.М. Многокритериальный подход к оценке эффективности инвестиционных проектов для предприятий атомной отрасли/ С.М. Брыкалов // Инновации в экономике, менеджменте и подготовке кадров: сборник материалов Всероссийской научно-практич. конф.; НГТУ им. Р.Е. Алексеева. - Н. Новгород, 2009 г. - С. 86-87 (0,1 п.л.)

17. СанПиН 2.2.2.542-96. Гигиенические требования к видеодисплейным терминалам (ВДТ). персональным электронно-вычислительным машинам (ПЭВМ) и организации работы. М.: Информационно-издательский центр Госкомэпиднадзора России, 1996.

18. Батов В.В., Корякин Ю.И. Экономика ядерной энергетики. - М.: Атомиздат, 1986

19. Совершенствование эксплуатации действующих АЭС и новые проекты ALWR. Обзор по зарубежным источникам 1994-1995 гг. М.: НИИАтоминформ. 1995.

20. Экономика ядерной энергетики России: экономическая структура, конкурентоспособность, проблемы собственности и инвестиций, экономика зарубежных АЭС. Бюллетень ЦНИИАтоминформ, №7, стр.3-16, 1996.

Размещено на Allbest.ru