Ожидания от проекта ''АЭС-2006''

В.Н.Нуждин, ВНИИАЭС,  Москва
А.А.Просвирнов, ВНИИАЭС,  Москва
Эксплуатируемые в настоящее время блоки АЭС относятся к реакторным установкам II поколения, разработанным 30–40 лет назад.

Выявленные в процессе эксплуатации недостатки и недоработки позволили разработать требования к реакторным установкам III и IV поколений. К реакторам IV поколения в настоящее время предъявляются повышенные требования по безопасности, надежности, экономичности и конкурентоспособности с энергетическими системами неядерных отраслей. Основным требованием безопасности реакторных установок IV поколения является внедрение в проект принципа внутренне присущей безопасности, интегральности, модульности и пассивных принципов систем безопасности.

Проекты реакторных установок II поколения эволюционно подвергались постоянной модернизации, отчасти в соответствии с постоянным ужесточением требований по безопасности. В то же время, постоянное повышение уровня безопасности эволюционным путем может привести к неограниченному росту стоимости обеспечивающих систем, не участвующих напрямую в функции выработки электроэнергии. Например, в последних российских проектах количество систем безопасности АЭС увеличено с 3-х до 4-х, добавлена система улавливания и охлаждения расплавленной активной зоны вне реактора и пассивная система отвода тепла от активной зоны и т.д. с сохранением активных систем безопасности. Повышаются также и требования к надежности систем безопасности, что приводит к увеличению коэффициентов готовности и, как следствие, к удорожанию их обслуживания.

 Эволюционное развитие проектов и механистическое повышение количества систем безопасности без изменения принципа подхода к безопасности блока приводит к неоправданному усложнению проекта и увеличению в проекте доли оборудования, не участвующего в выполнении функции выработки электроэнергии. Это, в свою очередь, приводит к неоправданному усложнению системы управления блоком, что в принципе может привести в конечном итоге к уменьшению характеристик безопасности блока, так как до конца еще не изучена степень влияния управления сложной системой на ее безопасность. Например, по сравнению со стандартным блоком В-320 (данные с 4 блока Балаковской АЭС, проект 80-х годов), 1 блок АЭС «Тяньвань» в Китае и 1 блок АЭС «Куданкулам» в Индии имеют при одинаковой мощности в 1000 МВт и однотипности проекта количество механизмов, арматуры и точек контроля существенно больше, а вместе с этим возрастает стоимость блока, увеличивается объем монтажных и пусконаладочных работ и срок строительства. В то же время, в заявленном проекте США АР-1000 декларируется существенное сокращение единиц оборудования по сравнению с блоком-прототипом.

Одна из ведущих стран в области ядерной энергетики, США, в последние 25 лет занимается только исследовательскими и проектными работами с целью поиска наиболее оптимальной и конкурентоспособной реакторной установки. Интересно, что американцы в течение последних 25 лет не строили новых АЭС. Тем не менее, за эти 25 лет, достраивая старые станции и улучшая эксплуатационные характеристики существующих станций, они увеличили выработку электроэнергии на атомных электростанциях с 240 млрд киловатт-часов в год до 750 в первую очередь, за счет оптимизации топливного цикла и повышения КИУМ. США отказались от строительства реакторов III поколения, так как считают подобные проекты недостаточно безопасными, неэкономичными и неконкурентоспособными и проводят исследования реакторов IV поколения и поколения III+. В развитие этой идеи Вестингауз разработал стандартную конструкцию реактора поколения III+ мощностью 600 МВт (AP-600), который был одобрен Комиссией по ядерному надзору США (NRC) в 1999 г.

Международным консорциумом во главе с Вестингауз разрабатывается АЭС с интегральным реактором IV поколения на 300–330 МВт электрических – IRIS. Компания полагает, что продвижение на рынок реакторов нового поколения – более компактных, дешевых и безопасных, сооружаемых по модульному принципу – повысит их конкурентоспособность и ослабит позицию противников атомной энергии. AP-600 имеет вдвое меньше клапанов, на 80% меньше труб, на 70% меньше кабелей управления, на 35% меньше насосов и на 45% более сейсмоустойчив, чем существующие реакторы. На действующей электростанции реактор AP-600 может быть построен за 3 года. Для увеличения экономичности АЭС в США компания «Вестингауз» разработала модель реактора AP-1000 мощностью 1000 МВт эл., основанный на принципах, заложенных в АР-600, в том числе, за счет полумиллиардного государственного кредита.

30 декабря 2005 г. NRC утвердила Сертификат на проект унифицированной АЭС с реактором АР-1000, разработанный компанией «Вестингауз». Это – первый проект реактора поколения III+, утвержденный NRC. Трудозатраты на разработку и обоснование концептуального проекта АР-600/1000 составили 1300 человеко-лет конструкторских и экспериментальных работ, в частности, к моменту завершения около 60% работ по проекту было разработано свыше 12000 проектно-конструкторских документов. Две эксплуатирующих организации США выбрали проект АР-1000 для подготовки заявки в NRC на получение единой лицензии на строительство и эксплуатацию (Construction and Operation License – COL). Компания Duke Power планировала определить в январе 2006 г. площадку сооружения двух энергоблоков АР-1000 и подготовить заявку в NRC в течение 24–30 месяцев [17].

Компания General Electric разрабатывает установку с «кипящим» реактором ESBWR (Economic Simplified Boiling Water Reactor) поколения III+. Эта установка стала первой за последние 25 лет, которую собираются построить на трех площадках в США. В случае получения лицензий в 2007 или 2008 г., строительство могло бы начаться к 2010 или 2011 г. Проект ESBWR разработан на принципах пассивных систем безопасности и с существенным упрощением проекта, что позволило сделать его более безопасным и более рентабельным, с сокращением срока строительства и затрат [1].

Российским аналогом AP-600 является проект ВВЭР-640, который не уступает АР-600 по уровню безопасности и использованию пассивных принципов безопасности, но незаслуженно забыт проектировщиками. Для обоснования безопасности ВВЭР-640 была построена экспериментальная установка на площадке НИТИ (г.Сосновый бор), позволяющая моделировать процессы в контейнменте при авариях с потерей теплоносителя и работу пассивных систем безопасности. Оценка стоимости сооружения АЭС с ВВЭР-640 в условиях США была проведена в работе «Совместное параллельное исследование альтернатив развития ядерной энергетики для России 1995 г.», выполненной в соответствии с решением комиссии Гор – Черномырдин. От США в этой работе участвовали Министерство энергетики (ДОЕ), Брукхевенская Национальная лаборатория (BNL), проектная организация «Raytheon Engineers and Constructors». От России Минатом, РНЦ КИ, АЭП и др.

По американским методикам для площадки в США оценка удельных капитальных вложений для строительства АЭС с двумя блоками ВВЭР-640 составляет 1833 дол/кВт.

В отечественной атомной энергетике имеется 35-летний опыт создания АЭС с ВВЭР в России и за рубежом (Финляндия, Германия, Чехия, Словакия, Болгария, Китай, Индия), что является прочным фундаментом для реализации целей и задач проекта
АЭС-2006 [4].

Эксплуатация АЭС с установками типа ВВЭР составляет [4]:

·• АЭС с ВВЭР-440 более 430 реакторолет;

·• АЭС с ВВЭР-1000 более 130 реакторолет.

На этом опыте разработаны проекты АЭС с унифицированной реакторной установкой ВВЭР-1000 для применения под индексами В-392Б [7] в России, В-428 в Китае, В-412 в Индии. Результаты разработки проектов АЭС с ВВЭР-1000 создают благоприятные условия для разработки проекта современного блока с водо-водяным реактором на 1000-1200 МВт эл. В основу проекта должны быть положены технические решения проектов АЭС с ВВЭР-1000, АЭС 91/99 [19], ВВЭР-1500 и ВВЭР-640.

Кроме того, в проекте в полной мере должен быть учтен опыт эксплуатации действующих энергоблоков ВВЭР-1000 (РУ В-320), включая учет рекомендаций миссий МАГАТЭ.

Имеющаяся в России стендово-экспериментальная база, выполненные и выполняемые НИР и ОКР в обоснование АЭС с ВВЭР-1000, ВВЭР-1500 и ВВЭР-640 позволят свести к минимуму затраты на проектирование и обоснование АЭС -2006.

На первом этапе принято решение приступить к строительству двух блоков на площадках Ленинградской АЭС на базе РУ В-428 и Нововоронежской АЭС на базе
РУ В-412, проведя предварительно унификацию проектов по основным компонентам оборудования АЭС. В дальнейшем предполагается на базе опыта проектирования, строительства и эксплуатации этих блоков разработать унифицированный серийный проект «АЭС-2006».

Ситуация напоминает конец семидесятых годов, когда в СССР создавался унифицированный серийный проект В-320 с головным блоком на Запорожской АЭС. Но прежде, чем создать этот проект, были построены головные блоки с ВВЭР-1000 на Нововоронежской АЭС (РУ В-189), на Южно-Украинской АЭС (РУ В-302), на Калининской АЭС (РУ В-338), которые были переходными проектами от ВВЭР-440 к ВВЭР-1000. На этих установках были отработаны основные принципы, которые легли в основу унифицированного серийного проекта РУ В-320. Какие принципы хотелось бы видеть при проектировании «АЭС-2006»:

·• безопасность на уровне реакторов IV поколения или поколения III+;

·• модульность конструкции;

·• экономическая эффективность и конкурентоспособность;

·• современная система контроля и управления АЭС с современными БПУ и РПУ, отвечающими всем требованиям к человеко-машинному интерфейсу;

·• внедрение информационных технологий в процесс проектирования, строительства и эксплуатации АЭС (внедрение систем поддержки жизненного цикла АЭС).

На сегодняшний день в рамках международной программы «Поколение IV» сформулированы следующие принципы безопасности реакторов IV поколения [20]:

·• внутренне-присущая безопасность или безопасность, непосредственно «внедренная» в проект;

·• интегральная конфигурация, обеспечивающая:

– физическую возможность исключения некоторых типов аварий,

– уменьшение вероятности возникновения большинства сценариев аварий,

– уменьшение последствий аварий, в том числе и тяжелых,

– усиление защиты от терроризма;

·• обеспечение срабатывания пассивных систем за счет запасенной потенциальной энергии (перепад высот, сжатый воздух, разность давлений и др.) и энергии аккумуляторных батарей;

·• сохранение работоспособности систем безопасности, однажды приведенных в действие, которые продолжают выполнение операций на основе только естественных сил (сила тяжести, естественная циркуляция, тепловая труба), без двигателей, вентиляторов, дизелей, и т.д.;

·• автоматическое исполнение функций безопасности системами без воздействия на них со стороны оперативного персонала;

Кроме того:

·• активные системы, не связанные с безопасностью, должны иметь подсистемы безопасности, основанные на пассивном принципе, обеспечивающие выполнение функции ядерной безопасности;

·• отвод тепла от активной зоны к конечному поглотителю должен быть обеспечен с таким расчетом, чтобы охлаждение активной зоны осуществлялось в автоматическом режиме в течение нескольких дней без воздействия оперативного персонала или помощи с внешней стороны;

·• должны применяться дополнительные системы, основанные на других физических принципах, обеспечивающие минимизацию вероятности разрушения активной зоны и выхода радиоактивных продуктов деления за установленные границы в количествах, превышающих установленные пределы.

·• Оптимизация человеко-машинного интерфейса.

Очевидно, что полностью удовлетворить требованиям по безопасности реакторов IV поколения не представляется возможным, так как осуществить, например, принцип интегральности при мощности в 1200 МВт в настоящее время проблематично. Однако решения проекта ВВЭР-640 в области принципов пассивной безопасности целесообразно применить и для проекта «АЭС-2006».

Не будем останавливаться на конкретных системах, которые целесообразно применить в новых проектах. Это тема отдельного исследования. Перечислим только известные на сегодняшний день решения:

·• Система принудительного снижения давления 1-го контура;

·• Система пассивного отвода тепла (СПОТ) от первого контура;

·• Система пассивного ввода борированной воды в 1-й контур;

·• Пассивные инжектор-конденсаторы в качестве высоэффективных смешивающих теплообменников с отрицательным или нулевым гидравлическим сопротивлением или насосов пассивной подачи охлаждающей воды при помощи водяного пара [9].

Главной проблемой обеспечения безопасности АЭС остаются компоновочные решения, без изменения которых невозможно внедрение пассивных систем безопасности. Можно понять консерватизм проектантов, которые, сохраняя основные компоновочные решения В-320, стремятся повысить безопасность АЭС с помощью дополнительных систем, так как изменение компоновочных решений тянет за собой хвост дополнительных сложных и дорогостоящих расчетных и экспериментальных обоснований. Однако здесь вступает в противоречие принцип экономической эффективности и конкурентоспособности. Процесс строительства АЭС на сегодняшний день занимает период в 7–8 лет. Этот показатель значительно отличается от времени строительства, например газовых электростанций. Длительный срок строительства снижает привлекательность инвестирования в строительство АЭС, снижает конкурентоспособность АЭС, приводит к длительному замораживанию средств и увеличению стоимости капитальных вложений. Очень часто график строительно-монтажных работ нарушается, что приводит к значительным задержкам пуска АЭС. Например, задержка в пуске АЭС «Беленэ» может вызвать штрафные санкции до 600 тысяч долларов США в день. В то же время, заявленный темп ускоренного ввода АЭС в России требует нетрадиционных подходов в процессе проектирования и строительства. Одними из основных способов снижения срока строительства и монтажа блоков АЭС могут быть:

·• использование CALS-технологии при проектировании и строительстве АЭС;

·• внедрение новых технологий и современных систем;

·• оптимизация и упрощение проекта (без ущерба безопасности);

·• применение полномасштабных моделей энергоблока АЭС для проверки проектных решений на ранней стадии проекта (создание виртуальной модели энергоблока);

·• унификация применяемого оборудования;

·• современные методы ускоренного строительства, монтажа и пуско-наладочных работ (анализ потерь времени строящихся АЭС);

·• метод модульного монтажа АЭС, смещение основных монтажных работ на площадку завода-изготовителя, простота монтажа, удобство ремонта и замены оборудования при необходимости;

·• учет российского и зарубежного опыта эксплуатации.

Процесс проектирования должен быть комплексным и охватывать все стороны процесса производства энергии, а проектные решения должны охватывать все аспекты жизненного цикла АЭС, которые включают, кроме вышеперечисленных, следующие принципы:

·• удобство обслуживания (или отсутствие необходимости в обслуживании);

·• эффективность утилизации.

Перечисленные принципы должны лежать в основе проектирования АЭС-2006. Каждый узел, каждый элемент должен быть подвергнут анализу на соответствие этим принципам, так как срок жизни блока в 50–60 лет удорожает применение неэффективных решений. Иными словами, модернизация АЭС не должна начинаться через 1 год после пуска станции. Основной упор в этом случае лежит на концептуальном проекте. Именно в концептуальном проекте могут быть заложены морально устаревшие решения, которые проявляются уже на начальном этапе эксплуатации и требуют постоянного вложения средств на поддержание работоспособности АЭС.

Наибольший эффект для ускорения строительства может дать принцип модульности конструкции, который позволяет осуществить смещение части монтажных работ на площадку завода-изготовителя, что, в свою очередь, положительно сказывается на культуре производства и общей безопасности и уменьшает стоимость и сроки монтажных и пуско-наладочных работ.

Это можно наблюдать на примере пока нереализованного проекта АР-1000. Как отметил Джек Аллен, старший вице-президент по эксплуатации АЭС фирмы «Вестингауз», в реакторе AP-1000 используется значительно меньше насосов, трубопроводов, клапанов и кабелей, что облегчит монтаж и техническое обслуживание установки. Кроме того, блок будет строиться по модульной схеме, это намного повысит качество монтажа и сократит время строительства до тридцати шести месяцев – с момента заливки первого бетона до загрузки топлива в реактор. По оценке Вестингауз, себестоимость строительства блока с реактором AP-1000 будет колебаться в пределах 1000–1200 долларов за киловатт установленной мощности [16].

Стандартный блок АР-1000 состоит из 50 больших и 250 малых модулей. Малые модули размером 3,7x3,7x24,4 м и весом 80 т можно перевозить по железной дороге. Примером большого модуля являются стальные модули защитной оболочки, из них наиболее тяжелый кольцевой модуль диаметром 39,6 м весит 658 т [17].

В проекте АР-1000 по сравнению с обычной АЭС сходной мощности сокращено: число клапанов – на 50%, трубопроводов – на 80–83%, кабелей – на 70–87%, насосов – на 35% (число насосов на энергоблоке АР-1000 составляет 180 агрегатов), а объем сейсмостойких зданий – на 45–56%) [17]. На рисунке 1 это наглядно представлено.


Одним из основных вопросов проектирования АЭС-2006 является повышение эффективности выработки электроэнергии, которая складывается из следующих составляющих:

·• эффективность использования топлива – оптимизация активной зоны;

·• повышение КПД брутто блока;

·• повышение КПД нетто (уменьшение энергозатрат АЭС на собственные нужды, уменьшение теплопотерь, уменьшение протечек пара и т.д.);

·• уменьшение эксплуатационных расходов (например, число работающих на российских АЭС на сегодня – 1,4 человека/кВт, на Украине, на энергоблоках, аналогичных нашим, – 0,5 человека/кВт, а во Франции – 0,3 человека/кВт)[22];

·• повышение коэффициента использования установленной мощности (КИУМ).

Необходимо отметить, что отечественные активные зоны ВВЭР-1000 предыдущих проектов пока уступают западным аналогам по своим экономическим показателям. Основная задача – приблизиться по основным характеристикам к показателям активных зон PWR для чего необходимо:
·• уменьшить использование нержавеющей стали в качестве конструкционного материала для дистанционирующих решеток и направляющих каналов (около 2 т в активной зоне ВВЭР-1000);

·• внедрить выгорающий поглотитель нейтронов в топливо, как в большинстве PWR;

·• уменьшить утечку нейтронов с помощью оптимизации схемы перегрузок топлива;

Указанным характеристикам отвечает усовершенствованная тепловыделяющая сборка (УТВС), разработанная в ОКБ «Гидропресс» соместно с ОАО «ТВЭЛ» и выпускаемая Новосибирским заводом химических концентратов (НЗХК) [8]. Опыт эксплуатации активной зоны из указанных сборок на Волгодонской (ранее Ростовской) АЭС по данным [8] в течение трех топливных кампаний показал перспективность этой УТВС. Использование удлиненных до 4,5 м твэлов должно уменьшить линейное энерговыделение и частично поднять мощность, однако эта разработка должна еще пройти экспериментальную апробацию.
Абсолютный термический КПД турбины на насыщенном паре зависит от давления острого пара примерно в следующей пропорции (при давлении в конденсаторе
0.004 МПа [3]):

Давление в ГПК, МПа

2,5

5,0

7,5

10,0

16,0

Термический КПД, %

31,0

35,0

37,0

38,0

39,0

Значительная зависимость наблюдается до давления 7,5 МПа. Дальнейшее увеличение давления не приводит к заметному изменению термического кпд. Увеличение давления требует увеличения материалоемкости и здесь необходимы оптимизационные экономические расчеты для выбора оптимального давления. В некоторых инновационных проектах IV поколения (например, IRIS) авторы сознательно не повышают давление, однако используют перегрев около 400С, что позволяет повысить среднюю сухость пара и, тем самым, в итоге повысить КПД больше, чем был бы выигрыш от повышения давления (увеличение влажности на 1% уменьшает внутренний КПД турбины на 1%). Кроме этого, повышенная влажность приводит к эрозии лопаток и снижению надежностных характеристик турбины. Таким образом, только оптимизационные исследования позволят найти оптимальное давление в ГПК турбины.

Вторым фактором, повышающим КПД брутто, является поддержание оптимального давления в конденсаторах. Основным фактором, ухудшающим КПД, являются присосы в конденсаторе, и борьба с ними уже на этапе проектирования может сыграть решающую роль. Расчетные присосы воздуха для проекта В-320 составляют
130 кг/час, однако по данным [3] реальные присосы в процессе эксплуатации составляют 200–250 кг/час. Программа модернизации существующих АЭС включает внедрение системы шарикоочистки, позволяющей своевременно удалять отложения и поддерживать требуемый вакуум. Подобная система должна быть заложена в проекте АЭС-2006.

Третьим фактором повышения эффективности энерговыработки является оптимальная схема отборов. Здесь большую роль должен сыграть опыт эксплуатации АЭС. Например, на первых турбинах с ВВЭР-1000 было спроектировано 3 подогревателя высокого давления (ПВД), однако опыт эксплуатации показал неэффективность одного из трех ПВД, и в дальнейшем от него отказались. На западном рынке предлагаются интерактивные системы, работающие в режиме реального времени, позволяющие рассчитывать оптимальные режимы в зависимости от реальной нагрузки по теплу и электроэнергии и позволяющие повысить эффективность выработки электроэнергии.

В практике эксплуатации энергоблоков весьма важно знать, как изменятся технико-экономические показатели выработки электроэнергии при отклонениях значений параметров рабочего тела от проектных.

Для оперативного персонала АЭС значительную роль играет возможность постоянного контроля состояния тепломеханического оборудования по штатной аппаратуре измерения параметров рабочего тела, что позволяет своевременно принимать необходимые меры по обеспечению надежности оборудования и предотвращению снижения экономичности выработки электроэнергии, а также определять необходимость проведения профилактического осмотра и ремонта элементов турбоустановки.

Снижение выработки электроэнергии из-за отклонения среднегодовой температуры циркводы (220С) от проектной (150С) составляет 1,8% (в летний период – 4,9%) [3]. Снижение выработки электроэнергии из-за ухудшения работы теплообменной поверхности конденсаторов турбин – 3,5% [3]. Снижение выработки электроэнергии из-за ухудшений работы оборудования, нарушений и отказов в работе составляет примерно 7% [3].
Для АЭС с ВВЭР-1000 [3] основные потребители собственных нужд составляют 4.4-6,5%, для РУ В-392Б этот показатель составляет по данным [7] 5,9%. Из них:

Оборудование
%
Питательные насосы
1,5–2,0
Главные циркуляционные насосы
1,25–2,0
Циркуляционные насосы конденсаторов
0,75
Конденсатные насосы
0,2
Теплоэлектронагреватели компенсатора давления
0–0,1

Бытует мнение, что использование турбопитательных насосов (ТПН) повышает экономичность установки в целом, однако этот вопрос требует отдельного исследования. Например, абсолютное давление в конденсаторах турбин ТПН выше, чем в основных конденсаторах, что не в пользу большей эффективности. Если же учитывать сложность всей установки, зависимость от параметров пара в коллекторе собственных нужд или в отборе, то, возможно, вариант с электронасосами будет более прост и более экономичен. В любом случае, следует внимательно изучить опыт работы АЭС с ВВЭР-440 и АЭС «Тяньвань» с ВВЭР-1000, где применены электронасосы для подачи питательной воды в парогенераторы.

Возможно, что использование пароструйных аппаратов (ПСА) в качестве смешивающих подогревателей и пассивных вспомогательных конденсатных насосов позволит повысить термический кпд турбины, уменьшить материалоемкость систем второго контура и уменьшить мощность, потребляемую конденсатными насосами.

Одним из резервов повышения мощности блока и отпуска большего количества электроэнергии может быть использование тепловых насосов для отопления служебных помещений АЭС и поселка. По данным [5] для невысоких параметров горячей воды использование тепловых насосов может привести к существенной экономии первичного топлива при соотношении отпускаемого тепла к мощности насосов прокачки рабочего тела теплового насоса более 3. В качестве источника тепла для теплового насоса может служить цирквода на выходе из конденсаторов, сбрасываемая в настоящее время без использования. Существенно, что эта добавка будет осуществляться в осенне-зимний пик нагрузки.

В проектных организациях имеется опыт проектирования блоков с использованием PLM (Product Lifecycle Management) системы, например, SMARTPLANT, CATIA, VANTAGE, которая позволяет поддерживать 3-D геометрическую модель проектируемого блока. Технология VIRTA – Виртуальная АЭС позволяет внедрить автоматический интерфейс геометрической модели с физической моделью блока и таким образом параллельно с геометрическим проектированием в 3-D создавать полномасштабную модель блока для интерактивной проверки проектных решений, поиска ошибок проектирования и т.д. В этом случае можно говорить о полномасштабной модели жизненного цикла АЭС, которая будет сопровождать процессы создания, эксплуатации и утилизации АЭС. Стандартная система проектирoвания на базе PLM (Product Lifecycle Management) системы может позволить:
• сократить время проектирования на 50%;
• уменьшить количества ошибок при передаче данных для заказа оборудования и материалов на 90%; сократить время поиска и извлечения данных на 40%; сократить время планирования поставок оборудования и материалов на 70%; сократить стоимость информации на 15–60%;
• сократить время на изменения технической документации в процессе эксплуатации на 30%; сократить время планирования операций по техническому обслуживанию и ремонту на 70%; снизить стоимость технической документации на 10–50%.
Заключение
По данным [10] «новое изучение автомобиля как физической системы привело к поразительному выводу: инженеры в Детройте, Вольфсбурге, Каули и Осаке стали настолько узкими специалистами, что знали почти все о почти ни о чем; вряд ли кто-нибудь из них смог бы самостоятельно сконструировать автомобиль целиком. Терялась имеющая принципиальное значение взаимосвязь между элементами конструкции. Проектировщики слишком много думали о мелких деталях и слишком мало об автомобиле, как о системе. Промышленность за скрупулезным вниманием к детали потеряла из виду технику создания цельной системы – технику, которая чрезвычайно проста и именно поэтому очень трудна» [10]. Возможно, что нечто подобное происходит и в атомной промышленности. Наступила пора по-новому взглянуть на проект АЭС, как на единую систему, и выстроить концепцию конструкции унифицированного блока, оптимальной по всем параметрам. Для этого необходимо использовать современные PLM технологии проектирования и системно-аналитический подход к процессу проектирования. России необходим конкурентный проект блока с ВВЭР-1000, в противном случае, существует риск, что площадки АЭС «Куданкулам» и «Тяньвань» останутся единственными площадками с Российскими проектами АЭС на таких перспективных рынках, как Индия и Китай, а российский инвестор предпочтет строить в России АР-1000, как более экономичный и безопасный.


Литература:

1. http://www.ge-energy.com/about/press/en/2006_press/051606_b.htm

2. http://www.beaconpower.com/

3. «Нормативные характеристики оборудования энергоблока 1000 МВт Запорожской АЭС с реакторной установкой В-320 и турбиной К-100-60/1500 ПОАТ ХТЗ», отчет, 1989 г., г.Энергодар.

4. М.Рогов, А.Корниенко, Усовершенствованные и инновационные проекты в стратегии развития концерна «Росэнергоатом», Ежемесячный журнал атомной энергетики России «Росэнергоатом», № 3, 2004 г.

5. «Размышления о некоторых проблемах энергетики», Лауреат Международной энергетической премии «Глобальная энергия» 2004 года, почетный директор Института высоких температур РАН, академик А.Е.Шейндлин.
6. Регулирование рынка. Регламенты рынка (НОРЭМ), Приложение 13. Регламент определения готовности генерирующего оборудования участников оптового рынка к выработке электроэнергии, http://www.np-ats.ru/index.jsp?pid=203

7. Драгунов Ю.Г. и др., ОКБ Гидропресс, «Усовершенствованная реакторная установка с ВВЭР-1000 (учет опыта проектирования и эксплуатации при разработке реакторной установки В-392Б)», 4-я Международная конференция, Москва, ВНИИАЭС, 16–17 июня 2004 г.

8. Поваров В.П. и др., Волгодонская АЭС, «Результаты эксплуатации ядерного топлива на энергоблоке № 1 Ростовской АЭС», 4-я Международная конференция, Москва, ВНИИАЭС, 16–17 июня 2004 г.
9. Пароводяные струйные аппараты ПСА, НПО «НОВЫЕ ТЕХНОЛОГИИ», http://www.newt.spb.ru/index.php?categoryid=13

10. Эрнст фон Вайцзеккер, Эймори Б.Ловинс, Л.Хантер Ловинск, «Фактор четыре затрат – половина, отдача – двойная», Новый доклад Римскому клубу, Перевод А.П.Заварницына и В.Д.Новикова под редакцией академика Г.А.Месяца, 2000 г.
11. А.А.Аркуша, И.И.Копытов, А.С.Коршунов, ФГУП «Атомэнергопроект», Г.В.Аркадов, А.И.Айзатулин, А.П.Жукавин, А.Е.Крошилин, А.О.Ковалевич, В.Н.Майданик, А.А.Просвирнов, К.А.Тимофеев, И.В.Федоров, ОАО «ВНИИАЭС, «VIRTA® - Виртуальная АЭС» – CALS-технология поддержки жизненного цикла АЭС.
12. The AREVA and Siemens consortium is awarded by TVO a contract to build an EPR nuclear power plant, AREVA Press release, Paris, December 18th, 2003
13. Westinghouse select GSE Simulation Technology for AP-1000 Reactor Design, GSE Release, 07 April 2005.
14. Проектирование щитов управления атомных электростанций, МЭК964, 1989
15. Атомные электростанции – Блочный щит управления – Верификация и валидация проекта, МЭК1771, 1995

16. http://www.etp.ru/ru/news/news/index.php?from4=109&id4=13

17. Токмачев Г.В. «АЭС с реактором АР1000 компании «Westinghouse», обладающая повышенной экономичностью и безопасностью. Журнал «Атомная техника за рубежом», № 5 2006, УДК 621.039.58 (http://www.atom.gov.ua/ua/stcenter/apubs?_m=pubs&_t=rec&id=14033)
18. Е.Ракова, Р.Джучи. «Экономические аспекты развития атомной энергетики в Беларуси», Отчет для немецкой экономической группы в Беларуси (GET), ноябрь 2005 г., г.Минск, (wp_ee_11a_nuclear_power_belarus_report_ru.pdf)

19. С.В.Онуфриенко. «Уроки Тяньваня. Новый проект АЭС 91/99», «Атомная стратегия», ноябрь 2005 г.

20. A Technology Roadmap for Generation IV Nuclear Energy Systems. Technical Roadmap Report. Sept.23.2002. Nuclear Energy Research Advisory Committee.
21. С.Обозов. «От масштабов задач откровенно захватывает дух», газета «Ведомости», 27.09.06 г.
22. О.Ларько. «Не так страшно АО, как желанно». Ежемесячный журнал атомной энергетики России «Росэнергоатом», № 7 2006 г.

назад

Материалы из архива

11.2009 Инвестиционные решения

А.Б.Крутик, д.э.н., профессор,  Заслуженный деятель науки РФ; Никольская Е.Г. , к.э.н, Решетова М.В., к.э.н.,  Санкт-ПетербургСоздание новых и реконструкция старых предприятий, строительство жилья, других объектов социальной сферы, создание новых рабочих мест зависит от процесса инвестирования. Источником инвестиций являются сбережения, представляющие собой располагаемый доход за вычетом расходов на личное потребление.Инвестиции будут выгодны только в том случае, когда ставка банковского процента не превышает ожидаемой нормы прибыли, иначе инвестору выгоднее размещать свои средства на банковских счетах.

11.2006 Система радиационного мониторинга окружающей среды

В.П.Демченков, И.Э.Новиков, Государственный научный центр Центральный научно-исследовательский и опытно-констукторский институт робототехники и технической кибернетики, Россия Опыт применения техники ЦНИИ РТК во время ликвидации аварии на Чернобыльской АЭС показывает, что придание средствам противодействия радиационного загрязнения новых технических качеств требует нескольких лет целенаправленной работы.

10.2006 Искать точки соприкосновения

Мухтар Джакишев, президент Национальной атомной компании «Казатомпром» Дефицит уранового сырья заставляет ведущие мировые ядерные державы все чаще поглядывать в сторону Казахстана. Бывшая республика Советского Союза занимает второе место в мире по запасам урана, третье – по добыче. Выиграв судебный процесс по антидемпинговому разбирательству с американской компанией USEC, Казахстан, в отличие от России, продает уран в США по свободным мировым ценам.