Расчёт технико-экономических характеристик при выводе из эксплуатации блока РБМК-1000 Курской АЭС

Введение

Актуальность проблемы исследования: В связи с закрытием устаревших атомных реакторов первого поколения точная стоимость их вывода из эксплуатации будет иметь решающее значение для будущего атомной отрасли, которую уже и без того лихорадит из-за последствий катастрофы на атомной электростанции в Фукусиме (2011 год) и конкуренцию со стороны дешевого сланцевого газа , падение цен на нефть и многообразие возобновляемых источников энергии - от ветровой к солнечной.
Международное энергетическое агентство (МЭА) в конце прошлого года заявил, что срок эксплуатации почти 200 из 434 реакторов, которые сегодня используются во всем мире, завершится к 2040 году. Прогнозируемая стоимость вывода из эксплуатации этих атомных реакторов превышает 100 млрд долларов США.
Однако многие эксперты считают эту цифру сильно заниженной, поскольку она не учитывает стоимость утилизации и длительного хранения радиоактивных отходов. Кроме того, расходы на вывод из эксплуатации, которая продолжается часто более десяти лет или более, существенно различаются в зависимости от отдельного реактора и страны.
«Очевидно, что стоимость вывода из эксплуатации одного атомного реактора в полмиллиарда долларов США является сильно заниженной», - заявил Майкл Шнайдер [Mycle Schneider], консультант в сфере атомной энергетики из Парижа.
По мнению Марко Барони [Marco Baroni] (руководитель департамента МЭА по вопросам анализа производства электроэнергии) оценка в 100 млрд долларов США говорит само за себя и окончательная стоимость может быть почти вдвое больше даже без учета расходов на утилизацию радиоактивных отходов. Он добавил, что расходы на вывод из эксплуатации одного реактора могут отличаться в четыре раза.
Стоимость вывода из эксплуатации варьируется в зависимости от типа и размера реактора, его местонахождение, близости расположения и наличия объектов утилизации отходов, будущего целевого использования территории, на которой находится реактор, а также состояния реактора в момент вывода эксплуатации.
Хотя технология, используется для вывода атомных реакторов из эксплуатации, может со временем стать дешевле, стоимость окончательных хранилищ радиоактивных отходов являются, как правило, неизвестной, и могут даже со временем возрасти. Срок эксплуатации реактора измеряется в десятилетиях. Это означает, что расходы на финансирование и резервы в значительной степени зависят от непрогнозируемых уровней процентных ставок.
Комиссия по ядерному регулированию США считает, что стоимость вывода из эксплуатации атомных реакторов в Соединенных Штатах, количество которых составляет около 100 единиц, составляет от 300 млн до 400 млн долларов США в расчете на один реактор. Впрочем, стоимость вывода из эксплуатации некоторых реакторов может быть гораздо больше.
По оценкам главного контролирующего органа и органа по надзору за ядерной безопасностью Франции стоимость вывода из эксплуатации атомных реакторов в стране составит от 28 млрд до 32 млрд евро (32-37 млрд долларов США).
Немецкие коммунальные предприятия, такие как компания «E.ON» (в прошлом месяце заявила о разделении на две компании, отказываясь от электростанций и сосредотачиваясь на возобновляемых источников энергии и электрических сетях), выделили на эти цели 36 млрд евро.
Расходы по законопроекту Великобритании по выводу из эксплуатации атомных реакторов и утилизации радиоактивных отходов в настоящее время оцениваются в 110 млрд фунтов стерлингов (167 млрд долларов США) на следующие 100 лет, что в два раза превышает оценку, сделанную 10 лет назад, согласно которому эти расходы должны бы составить 50 млрд фунтов.
По оценкам правительства Японии вывода из эксплуатации 48 атомных реакторов страны будет стоить около 30 млрд долларов США, но такие цифры выглядят заниженными. Россия имеет 33 реакторы. Стоимость вывода из эксплуатации каждого из них колеблется от 500 млн до 1 млрд долларов США.
Вывод из эксплуатации энергоблоков АЭС (ВЭ АЭС) в России базируется на концепции, принятой в 1991 году и провозглашенной концерном «Росэнергоатом» в качестве технической политики. Основной акцент в этой концепции сделан на реализацию двух вариантов вывода из эксплуатации - ликвидацию энергоблока с отложенным демонтажем реакторных конструкций (на 100 лет) и захоронение конструкций реактора энергоблока на их штатном месте. Российская техническая политика ВЭ АЭС базируется и на учете следующих некоторых особенностей связанных с экономическими, технологическими и социальными факторами.
Полный цикл работ по выводу из эксплуатации блока АЭС является масштабным организационным и техническим мероприятием, во многом сопоставимым по объему требуемых для реализации временных, материальных и трудовых ресурсов с его сооружением. Применение информационных систем, таких как систем автоматизированного проектирования, управления проектами, управления поставками оборудования и комплектующих и др., обеспечивает большие преимущества, в том числе предоставляет оперативный доступ к информации. Для информационных систем, применяемых на АЭС, характерны большие объемы хранимой в базах данных информации об оборудовании, компонентах систем, трубопроводах, арматуре, конструкциях и др. Анализ показывает, что за рубежом те же самые информационные системы применяются и при выводе из эксплуатации блоков АЭС. Однако эффективность их применения основывается, прежде всего, на наличии всей необходимой документации и данных, на основе которых блок проектировался, сооружался и эксплуатировался.
В настоящее время в нашей стране для вывода из эксплуатации блока АЭС в качестве основного принят вариант с отложенным на 30 лет и более демонтажем радиоактивных конструкций реактора после сохранения блока АЭС под наблюдением.
Это совместно с отсутствием на большинстве блоков АЭС целостной электронной базы данных актуальной проектно-конструкторской, эксплуатационной и другой документации определяют другие задачи применения информационных технологий при выводе из эксплуатации блока АЭС. На АЭС, блоки которых приближаются к завершению назначенного срока службы, информационные технологии должны применяться для создания базы данных по выводу из эксплуатации блоков, что позволит централизованно сохранить в электронном формате и передать необходимую документацию и другие данные, требуемые для вывода из эксплуатации, будущим поколениям специалистов.
В данной дипломной работе проводится расчёт технико-экономических характеристик при выводе из эксплуатации блока РБМК-1000.
Цель проекта – анализ работы реактора и постановки задачи для вывода из эксплуатации.

Содержание
Введение………………………………………………………………………….3
1. Основные характеристики реактора РБМК-1000…………………………..7
1.1 Внутриреакторные конструкции…………………………………………….7
1.2 Запорно-регулирующий клапан…………………………………………….10
1.3 Разгрузочно-загрузочная машина…………………………………………..11
1.4 Тепловыделяющие сборки………………………………………………….13
1.5 Конструкция защиты от ионизирующего излучения ректора……………15
1.6 Главные циркулирующие насосы ………………………………………….18
1.7 Барабаны-сепараторы……………………………………………………….18
2. Специальная часть…………………………………………………………….20
2.1 Обоснование вывода реактора из эксплуатации ………………………….20
2.2 Расчет главных циркулирующих насосов ………………………………..20
2.3 Расчет барабан-сепараторов………………………………………………..21
2.4 Расчет турбогенератора реактора………………………………………….26
3. Экономическая часть…………………………………………………………53
3.1 Анализ основных экономических показателей проекта………………….53
3.2 Расчет технико-экономических показателей вывода
реактора из эксплуатации ………………………………………………………56
Заключение ……………………………………………………………………..57
Список литературы ……………………………………………………………..62

Реактор РБМК-1000 (рис. 1.1) тепловой мощностью 3200 МВт представляет собой систему, в которой в качестве теплоносителя используется легкая вода, а в качестве топлива − двуокись урана.
Реактор РБМК-1000 − гетерогенный, уран-графитовый, кипящего типа, на тепловых нейтронах предназначен для выработки насыщенного пара давлением 70 кг/см2. Теплоноситель − кипящая вода. Основные технические характеристики реактора приведены в табл. 1.1.

Список литературы

1. Общие положения обеспечения безопасности атомных электростанций при проектировании, строительства и эксплуатации, ОПБ-73. М.: Атомиздат, 1973.
2. Правила ядерной безопасности атомных электростанций, ПБЯ-04-74. М.: Атомиздат, 1976.
3. ГАН РФ. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций, ОПБ-88/97, ПН АЭ Г-01-011-97. М.: Госатомнадзор, 1997.
4. ГАН РФ. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций, ПБЯ РУ АС-89. М.: Госатомнадзор, 1990.
5. Канальный ядерный энергетический реактор РБМК // М.А. Абрамов, В.И. Авдеев, Е.О. Адамов и др. / Под общей редакцией Ю.М. Черкашова. М.: ГУП НИКИЭТ, 2006. С. 632.
6. Справочник по ядерной технологии / Под ред. В.А. Легасова. М.: Энергоатомиздат, 1989.
7. Концепция физической защиты атомных электростанций, МАЭ РФ. 1974.
8. Адамов Е.О., Черкашов Ю.М. Усовершенствование реактора РБМК и повышение его безопасности: Материалы науч.-техн. конференции «Ядерные аварии и будущее энергетики. Уроки Чернобыля». М.: ИАЭ им. И.В. Курчатова, 1992. С. 59.
9. Физический пуск АЭС с ядерными реакторами типа РБМК и меры ядерной безопасности. ОСТ 95 10051-84.
10. Решетин Л.В., Кузьмин А.Н., Шкурпелов А.А. и др. Исследование эффектов обезвоживания технологических каналов и контура охлаждения СУЗ в реакторах РБМК с выгоранием топлива, соответствующим режиму непрерывных перегрузок//Нейтронно-физические проблемы безопасности ядерно-энергетических установок: Сборник ГКАЭ-МИФИ, 1991. С.91.
11. Руководящий технический материал РТМ 95 1181-83. М., 1984.
12. Клемин А.И., Стригулин М.Н. Некоторые вопросы надежности ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1968.
13. Доллежаль Н.А., Емельянов И.Я. Канальный ядерный энергетический реактор. М.: Атомиздат, 1980.
14. Никитин Ю.М., Кузнецов С.П., Смолин В.Н. и др. Особенности теплогидравлики канальных энергетических реакторов РБМК // Материалы науч.-техн. конференции «Канальные реакторы: проблемы и решения», 19−22 октября 2004 г. / ФГУП «НИКИЭТ им. Н.А. Доллежаля». М., 2004.
15. Филипчук Е.В., Потапенко П.Т., Постников В.В. Управление нейтронным полем ядерного реактора. М.: Энергоатомиздат, 1981.
Слепян Э.И., Лебедев В.И., Арсеньева Г.В. и др. Природная среда Ленинградской атомной электрической станции II Жизнь и безопасность. -1998. -№ 1.-С. 366-440.
16. Лебедев В.И. и др. Концепция продления сроков эксплуатации модернизированных энергоблоков РБМК-1000 на ЛАЭС: Тез. докл. // Научно-практическая конференция «Развитие атомной энергетики и возможности продления сроков службы атомных энергоблоков». - СПб.; Сосновый Бор, 1999.
17. Лебедев В.И. и др. Инженерные аспекты повышения технической безопасности, экологической чистоты и продления сроков службы действующих энергоблоков РБМК: Тез. докл. / ЛАЭС, ГИ ВНИПИЭТ, НИКИЭТ. И Научно-практическая конференция «Развитие атомной энергетики и возможности продления сроков службы атомных энергоблоков». - СПб.; Сосновый Бор, 1999.
18. Лебедев В.И., Белянин Л.А., Жемчугов В.Г. и др. Реализация концепции «течь перед разрушением» для трубопроводов КМПЦ РБМК-1000 в обеспечение продления срока службы энергоблоков ЛАЭС: Тез. докл. // Научно-практическая конференция «Развитие атомной энергетики и возможности продления сроков службы атомных энергоблоков». - СПб.; Сосновый Бор, 1999.
19. Лебедев В.И., Гарусов Ю.В., Епихин А.И. и др. Снижение уровня газоаэрозольных выбросов 1311 как фактор повышения безопасности эксплуатации энергоблоков Ленинградской АЭС при продлении их срока службы: Тез. докл. // Научно-практическая конференция «Развитие атомной энергетики и возможности продления сроков службы атомных энергоблоков». - СПб.; Сосновый Бор, 1999.
20. Слепян Э.И., Лебедев В.И. Экологическая концепция функционирования и развития атомной энергетики России: Тез. докл. И Научно-практическая конференция «Развитие атомной энергетики и возможности продления сроков службы атомных энергоблоков». — СПб.; Сосновый Бор, 1999.