Биологическая защита реактора

4. ЭКОНОМИЧЕСКАЯ ЧАСТЬ

4.1 Основные положения

Особенности экономики АЭС в основном связаны с использованием ядерного топлива:

- высокая теплотворная способность ядерного топлива приводит к тому, что АЭС потребляет весьма незначительную массу топлива, таким образом на АЭС значительно меньше затраты на транспортную доставку по сравнению с ТЭС;

- стоимость топлива, загружаемого в реактор нельзя отнести сразу на себестоимость электрической энергии, так как в активной зоне находится значительно больше топлива, чем в данный момент расходуется на производство электроэнергии, а также топливо выгорает не сразу [22];

- затраты на топливо АЭС покрываются из оборотных средств станции, однако стоимость ядерного топлива составляет основную часть оборотных фондов станции;

- топливная загрузка реактора в связи с большой стоимостью и длительностью ее функционирования в процессе эксплуатации относят к долговременным оборотным средствам;

- для АЭС характерны значительно большие (в 1,5 раза) капиталовложения, чем в ТЭС, что приводит к существенному увеличению фондоемкости, а также постоянной составляющей годовых затрат на производство электроэнергии на АЭС;

- главное отличие АЭС от ТЭС заключается в том, что на АЭС доля топливной составляющей себестоимости составляет 30-40%, а постоянная составляющая достигает 70-80% всей себестоимости.

Для характеристики АЭС и эффективности ее работы используют технико-экономические показатели (ТЭП), аналогичные тем которые приняты в теплоэнергетике. К числу основных показателей относятся:

1. Себестоимость - важнейший экономический показатель работы станции. Она характеризует совокупность затрат в денежном выражении, овеществляемого и живого труда в процессе производства электроэнергии на АЭС.

2. Удельные капиталовложения в строительство АЭС или удельная стоимость установленного киловатта электрической мощности станции -это экономический показатель, влияющий не только на эффективность работы, но также и на конкурентоспособность АЭС по отношению к другим типам электростанций при планировании развития энергетики в том или ином регионе страны. На удельную себестоимость установленного киловатта влияют целый ряд факторов, таких как стоимость и цена основного оборудования, район размещения станции, принятая тепловая схема.

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.

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. [22]

В дипломном проекте рассматривается расчет ТЭП для АЭС с блоками 1000 МВт (n=4) .

4.2 Капитальные вложения для АЭС

Капитальные вложения для АЭС рассчитываются по формуле:

КАЭС=Куд.АЭС-Nэ,

где Куд.АЭС =27,5 тыс.руб/кВт - удельные капиталовложения в АЭС;

Nэ =4000 МВт - электрическая мощность АЭС.

Тогда получаем:

КАЭС=Куд.АЭС-Nэ=27,5•1034000-103=1,1•105 млн.руб.

4.3 Годовой расход природного ядерного горючего

Рассчитаем тепловую мощность реактора:

NT=NЭ/збр.

КПД брутто АЭС збр =33 %. Тогда получаем:

NT=NЭ/збр =4000/0,33=1,2•104 МВт.

Число часов использования установленной мощности АЭС hy=7000 ч/год.

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

Bг=NT•hy•0,123=1,2•104•7000•0,123=1,04•107 тут/год.

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:

А=1,05•(хн + у)/(с - y),

где хн=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:

А= 1,05•(хн + у)/(с - y)=1,05•(4,4+0,21 )/(0,71 -0,21 )=9,7

4.6 Удельный расход природного ядерного горючего на выработанные кВт•ч электроэнергии

4.7 Годовые амортизационные отчисления

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

Годовые амортизационные отчисления рассчитываются по формуле:

Sам=КАЭС• Нам =1,1 • 105•3,3/100=3,63•103 млн.руб/год.

4.8 Затраты

4.8.1 Годовые затраты на ядерное горючее

Цена ядерного горючего в пересчете на условное топливо Ця=100 руб/тут.

Годовые затраты на ядерное горючее рассчитываются по формуле: Sт=Bг•Ця=1,04•107•100=1,04•109 руб/год.

4.8.2 Годовые затраты на заработную плату

Штатный коэффициент по эксплуатационному персоналу АЭС nэксп=0,27 чел/МВт.

Среднегодовой фонд оплаты труда одного работника составляет Ф=180 тыс.руб/(чел•год).

Посчитаем затраты на заработную плату:

Sзп= nэксп•Nэ•Ф=0,27•4000•180=1,94•105 тыс.руб/год.

4.8.3 Годовые затраты на ремонтный фонд

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

Sрем= врем •KАЭС=0,05•1,1•105=5,5•103 млн.руб/год.

4.8.4 Годовые затраты на прочие расходы

Sпр=0,25•(Sам+Sзп+Sрем)=0,25•(3,63•103+1,94•102+5,5•103)=2,33•103 млн.руб/год.

4.9 Определение себестоимости одного отпущенного кВт•ч

Рассчитаем себестоимость производства электроэнергии на АЭС:

SАЭС=Sт+Sам+Sзп+Sрем=1,04•103+3,63•103+1,94•102+5,5•103=

=10,36•103 млн.руб/год.

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

4.10 Годовая выработка и годовой отпуск электроэнергии

Годовая выработка электроэнергии рассчитывается по следующей формуле:

Эг=Nэ•hy=4000•7000=28•106 МВт•ч/год. Рассчитаем годовой отпуск электроэнергии:

Эг.отп =Эг•(1-kсн)= 28•106•(1-0,05)=26,6•106 МВт•ч/год.

Таблица 21 - Сводная таблица основных технико-экономических показателей АЭС

Выводы по разделу

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

Эволюционный путь совершенствования реакторных установок характеризуется существенным изменением основных параметров и характеристик реакторов: повышением средней энергонапряженности топлива от 19,5 до 45,5 кВт/кг U, электрической мощности от 210 до 1200 МВт, возрастанием давления теплоносителя в корпусе реактора от 10 до 15,7 МПа; увеличением скорости теплоносителя для охлаждения твэлов от 2 до 5 м/с. Выгорание топлива увеличено с 12 до 50 МВт сут/кг U (в перспективе среднее выгорание по ТВС будет увеличено до 70 МВт сут/кг U). Важным является создание высоконадежных корпусов реактора из материалов повышенной радиационной стойкости.

В результате планомерной работы ресурс оборудования и срок эксплуатации станций увеличен от 20 до 60 лет. Из-за особенностей физических свойств воды в докритическом состоянии, а именно - слабой зависимости температуры насыщения от давления в интервале свыше 12 МПа - изменения температуры теплоносителя на выходе из реакторов ВВЭР не столь значительны, от 292 до 325°С.

Наш энергетический реактор ВВЭР-1200 предназначен для выработки тепловой энергии за счет цепной реакции деления атомных ядер. Реактор водо-водяной, гетерогенный, корпусного типа, работающий на тепловых нейтронах с водо-водяным теплоносителем-замедлителем (вода под давлением). Реактор представляет собой вертикальный цилиндрический корпус с эллиптическим днищем, внутри которого размещается активная зона и внутрикорпусные устройства. Сверху реактор герметично закрыт крышкой с установленными на ней приводами механизмов и органов регулирования и защиты реактора и патрубками для вывода кабелей датчиков внутриреакторного контроля. Крепление крышки к корпусу осуществляется шпильками. В верхней части корпуса имеются патрубки для подвода и отвода теплоносителя (по два патрубка на петлю), расположенные в два ряда, а также патрубки для аварийного подвода теплоносителя при разгерметизации первого контура. Применение в конструкции реактора ВВЭР-1200 корпуса с двухрядным расположением патрубков позволяет уменьшить габариты корпуса по патрубкам в плане по сравнению с однорядным, а также упрощает схему циркуляции теплоносителя в реакторе за счет разделения потока теплоносителя сплошной кольцевой перегородкой.

Нагрев воды осуществляется в активной зоне за счет тепловыделения топливных элементов (ТВЭЛ). Твэлы заполнены слабообогащенной двуокисью урана-235. В настоящее время на всех АЭС с ВВЭР-1200 реализован трехлетний топливный цикл, т.е. каждая ТВС используется в реакторе в течение четырех кампаний.

Реактор в сборе устанавливается в бетонной шахте, оборудование которой обеспечивает биологическую защиту от излучений со стороны активной зоны, надежное крепление реактора с учетом сейсмического нагружения и тепловую изоляцию по наружной поверхности.

Защита биологическая зоны патрубков предназначена для защиты обслуживающего персонала от активационного излучения при остановленном реакторе и для снижения уровня нейтронного излучения до значений, при которых не происходит активация металлоконструкции зоны патрубков.

«Сухая» биологическая защита предназначена для ослабления до допустимых значений потоков нейтронов и гамма-излучений в радиальном направлении вокруг корпуса реактора в районе активной зоны и для обеспечения условий эксплуатации каналов измерительных ядерных системы АКНП.

Спроектированная в работе защита отвечает требованиям НРБ-99 и обеспечивает работоспособность основных конструкционных материалов.

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.

реактор корпус излучение теплоизоляция

Список использованных источников и литературы

1. Маргулова Т.Х. Атомные электростанции. Москва Высшая школа, 1984.

2 Егоров Ю. А., Основы радиационной безопасности атомной электростанций. Москва энергоатомиздат, 1982.

З. Ганчев Б.Г., Калишевский Л.Л., Демешев Р.С., и др. Ядерные энергетические установки, Москва энергоатомиздат ,1983.

4. Строительство атомных электростанций. Под редакцией В.Б Дубровского. Москва Энергоатомиздат, 1987.

5. И.А.Енговатов , В.П.Машкович , Ю.В.Орлов , Б.Г.Пологих , Н.С.Хлопкин С.Г.Цыпин. Радиационная безопасность при выводе из эксплуатации реакторных установок граждского и военного назначения. Москва Паимс 1999.

6. Атоян. В.А , Болберов А.А, Брагин ГА., Енговатов И.А., Машкович ВП., Цыпин С.Г . и др. Комплексное обследование 1-го энергоблока Армянской АЭС после прекращения эксплуатации, Атомная энергия , 1 992,Т.72, Вы.4,С .345-353.

7. Дубровский В.Б., Енговатов И.А., Кудрявцева А.В и др. Наведенная активность строительных конструкций сухой защиты реакторов типа ВВЭР при снятии их с эксплуатации. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Проектирование и строительство. Москва цнииатоминформ. 1990г. Вып., С.184-186.

8. Нигматулин И. Н., Современные ядерные реакторы, Знание Москва 1971.

9. Бабошин Н.Г., Енговатов И.А., Лавданский П.А. и др. Активация конструкции радиационной защиты в проблеме снятия с эксплуатации АЭС. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Проектирование и строительство. Москва цнииатоминформ. 1990г. Вып З. С. 43 -52.

10. Дубровский В.Б., Зиненко А.С.,Ливенштейн А.А., и др. Здания исследовательских реакторов, Москва наука, 1978.

11. Комаровский А. Н. Строительство ядерных установок, Москва атомиздат, 1969.

12. Голубев Б. П., Дозиметрия и защита от ионизирующих излучений, Москва 1986

13. Бабошин Н. Г., Бушуев Н. И., Денисов А. В. Енговатов И. А., Лавданский П. А. Методические указания к курсовой работе “Расчет защиты реактора”. МГСУ 2004ю

14. Бабошин Н. Г., Бушуев Н. И., Денисов А. В. Енговатов И. А., Лавданский П. А. Методические указания к курсовой работе “Расчет активации материалов радиационной защиты реакторных установок”. МГСУ 2004ю

15. Лавданский П. А., Строительство ядерных установок, МИСИ 1979.

16. Нормы радиационной безопасности НРБ-99

17. Енговатов И.А., Лавданский П.А., Румянцев Б.М., Стеклобетоны специального назначения на основе боя кинескопного стекла. Доклад спецстрой 2004 о Развитии инновационно ориентированных научно-технических исследований, направленных на эффективное решение актуальных задач строительства.

18. Джо Ту Вин, Вывод из эксплуатации ядерного реактора. Диссертация на соискание ученой степени магистра техники и технологи. Московский государственный строительный университет 2004.

Размещено на Allbest.ru