Доклад на международной конференции МНТК-2008, Москва 2008 г.

 

01/12/2008

РЕНОВАЦИЯ  «СТАРЫХ»  БЛОКОВ  АЭС – ЭКОНОМИЧЕСКИ  ЭФФЕКТИВНЫЙ ПУТЬ  РАЗВИТИЯ  ЯДЕРНОЙ  ЭНЕРГЕТИКИ

 

Авторы

Зродников А.В., Тошинский Г.И., Комлев О.Г., ГНЦ РФ ФЭИ им. А.И.Лейпунского, г. Обнинск, Россия.

Степанов В.С., Климов Н.Н., ОКБ «Гидропресс», г. Подольск, Россия.

Крушельницкий В.Н., НИПКИИ «Атомэнергопроект», г. Москва, Россия.

 

1 Введение

В процессе развития и функционирования ядерной энергетики (ЯЭ) любой страны можно условно выделить  три этапа, различающиеся инвестиционными потребностями.

 

Первый этап, – «молодая» ЯЭ, характеризуется ростом установленных мощностей АЭС в период времени, равный сроку службы энергоблока.

 

Второй этап,– зрелое развитие ЯЭ, когда строительство энергоблоков должно компенсировать как вывод из эксплуатации «старых» энергоблоков, срок службы реакторных установок (РУ) которых  исчерпан, так и дальнейшее наращивание установленных мощностей до необходимого уровня.

 

Третий этап, – функционирование ЯЭ при постоянном уровне суммарной установленной мощности АЭС, когда строительство энергоблоков должно только компенсировать вывод из эксплуатации «старых» энергоблоков.

 

В настоящее время в большинстве стран, развивающих ЯЭ, она находится на первом этапе. Но неизбежно в связи со старением энергоблоков приближается второй этап, на котором ежегодные инвестиции в строительство энергоблоков АЭС, при темпе роста ЯЭ равном темпу вывода «старых» блоков, должны удвоится. Если ежегодные инвестиции сохранятся на уровне первого этапа, рост ЯЭ прекратится, будет простое воспроизводство выводимых мощностей.

 

Вместе с тем, имея в виду значительное различие в сроке службы ядерных паропроизводящих установок (40-60 лет) и остальной инфраструктуры АЭС (80-120 лет) существует возможность без значительного увеличения ежегодных инвестиций обеспечить развитие ЯЭ.

 

Эта возможность связана с использованием инновационной ядерной энергетической технологии (ЯЭТ) на базе модульных многоцелевых быстрых реакторов малой мощности (~ 100 МВт-э) с теплоносителем свинец-висмут для замещения выбывающих мощностей (осуществление реновации энергоблоков).

 

В России на основе опыта применения этого теплоносителя в реакторах атомных подводных лодок разрабатываются реакторы такого типа – СВБР-75/100 [1] (свинцово-висмутовый быстрый реактор эквивалентной электрической мощности 75…100 МВт в зависимости от параметров пара). Эти реакторы обладают развитыми свойствами внутренней самозащищённости и пассивной безопасности, что позволяет возложить, в основном, выполнение функций безопасности на второй уровень глубоко эшелонированной защиты – системы нормальной эксплуатации.

 

Это обеспечивает компактность реакторных модулей и возможность размещения необходимого их количества в существующем здании ядерных паропроизводящих установок (ЯППУ) легководных реакторов в помещениях парогенераторов (ПГ) и главных циркуляционных насосов (ГЦН) после демонтажа последних, то есть осуществить реновацию энергоблока.

 

2 Основные положения ЯЭТ на базе РУ СВБР-75/100

Выбранный для СВБР-75/100 уровень мощности (~100 МВт-э), физические особенности быстрого реактора, природные свойства свинцово-висмутового теплоносителя (СВТ) первого контура и интегральная компоновка основного оборудования реакторной установки в виде реакторного моноблока позволяют в максимальной степени реализовать свойства внутренней самозащищённости и пассивной безопасности и обеспечить выполнение возросших требований, предъявляемых к уровню безопасности ядерных установок четвертого поколения (Generation IV, ИНПРО), исключающих необходимость эвакуации населения за оградой АЭС при любых ошибках персонала, отказах оборудования и их наложениях.

 

РУ СВБР-75/100 разработана так, что не требуется изменения её конструкции при использовании различных видов топлива и при работе в различных топливных циклах, наиболее соответствующих каждому этапу развития ядерной энергетики. Семи-восмилетний цикл полной перегрузки топлива позволяет без экономических потерь переходить на новый топливный цикл. При использовании МОКС-топлива реактор будет работать в режиме топливного самообеспечения (коэффициент воспроизводства активной зоны больше единицы).

 

Консервативный подход, принятый при разработке проекта СВБР-75/100, опирающийся на использование проверенных технических решений, уменьшает объём и стоимость необходимых НИОКР, снижает инвестиционный риск, а также предопределяет высокий потенциал дальнейшего эволюционного совершенствования проекта (переход на перегретый пар и др.).

 

Кроме того, полное заводское изготовление реакторного моноблока и другого оборудования РУ, массогабаритные характеристики оборудования РУ, позволяющие осуществлять его транспортировку различными видами транспорта (в т.ч., железнодорожным) на площадку АЭС, создают возможность многоцелевого применения РУ СВБР-75/100 в составе модульных АЭС различной мощности и назначения.

 

3 Основные технические характеристики и краткое описание РУ СВБР-75/100

Основные характеристики базового варианта РУ СВБР-75/100:

Номинальная тепловая мощность, МВт                                      280

Паропроизводительсность, т/ч                                                  580

Давление генерируемого насыщенного пара, МПа                    до 9,5

Интервал между перегрузками топлива, лет                               около 8

Загрузка топлива (UO2) по урану, масса, кг/обогащение, %      9144/16,1

Продолжительность кампании активной зоны, час (эфф)             53000

 

Общий вид основного элемента РУ СВБР-75/100 – моноблока реакторного представлен на рис.1.

 

Как уже упоминалось, отличительной особенностью РУ СВБР-75/100 является интегральная компоновка оборудования первого контура, включая активную зону, главные циркуляционные насосы и модули парогенераторов в виде моноблока реакторного (МБР). При этом полностью исключены трубопроводы и арматура первого контура.

 

Небольшая толщина стенок корпуса МБР и невысокая повреждающая доза быстрых нейтронов на корпус МБР обеспечивают возможность безопасной эксплуатации РУ СВБР-75/100 в режиме регулирования мощности по суточному и недельному графикам изменения нагрузки.

 

Снаружи на корпусе МБР установлен защитный кожух. В полости между защитным кожухом и корпусом МБР расположены трубопроводы парового обогрева.

 

Принятая схема циркуляции с наличием свободных уровней СВТ в верхней части МБР и каналах модулей ПГ, в сочетании с низкой скоростью теплоносителя на опускных участках тракта обеспечивает надежную сепарацию пароводяной смеси из теплоносителя при нарушении герметичности трубной системы модулей ПГ. Поступающий пар при этом конденсируется в конденсаторах газовой системы.

 

Активная зона близка по форме к цилиндру и набирается из комплекта тепловыделяющих сборок (ТВС) и поглощающих элементов.

 

 

Рис. 1   Моноблок реакторный СВБР-75/100.

 

ТВС представляет собой бесчехловую металлическую конструкцию, состоящую из набора твэлов, расположенных между верхней и нижней решетками. Твэлы в ТВС расположены в узлах правильной треугольной сетки с шагом 13,6 мм. По оси ТВС расположены шестигранные трубы для размещения чехлов со стержнями системы управления и защиты (СУЗ).

Главный циркуляционный насос представляет собой агрегат, состоящий из осевого погружного насоса и нерегулируемого герметичного электродвигателя, валы которых соединены шлицевой муфтой. Внутренние свободные полости насоса и электродвигателя заполнены инертным газом. В состав МБР входят 2 ГЦН.

 

На рис.2 представлен общий вид компоновки РУ СВБР-75/100.

 

Модуль парогенератора представляет собой рекуперативный теплообменник погружного типа с теплообменной поверхностью в виде каналов Фильда. В состав МБР входят двенадцать модулей ПГ.

 

МБР устанавливается в бетонной шахте в водяном баке системы пассивного отвода тепла (СПОТ).

 

В режиме нормальной эксплуатации отвод тепла с поверхности корпуса МБР осуществляется к воде промконтура через теплообменники, погруженные в воду бака СПОТ. При прекращении подачи воды промконтура, отвод тепла от МБР происходит через корпус МБР за счёт нагревания и испарения воды, находящейся в баке.

 

Барабаны-сепараторы горизонтального типа, размещенные над МБР, обеспечивают необходимый уровень естественной циркуляции теплоносителя второго контура. Навешенные на сепараторы конденсаторы расхолаживания обеспечивают безопасное расхолаживание РУ без связи с турбогенераторной установкой.

 

 

Рис. 2   Компоновка РУ СВБР-75/100.

 

4 Внутренне присущая безопасность РУ СВБР-75/100

Выполненные расчеты и проработки показали [2], что предел безопасной эксплуатации не достигается при следующих постулированных аварийных ситуациях:

  • несанкционированное извлечение самого эффективного поглощающего стержня;
  • блокировка 50 % проходного сечения теплоносителя на входе в реактор;
  • остановка всех главных циркуляционных насосов;
  • прекращение приема пара на турбоустановку и подачи питательной воды;
  • разрыв полным сечением нескольких трубок ПГ;
  • течь корпуса МБР;
  • полное обесточивание АЭС.

 

Безопасность РУ не зависит от состояния систем и оборудования турбогенераторной установки, которая может проектироваться и изготавливаться по общепромышленным правилам и нормам.

 

Свойства внутренней самозащищённости РУ, обусловленные обратными связями реактора, природными качествами СВТ и конструкцией РУ, позволили в значительной степени совместить выполнение функций безопасности (кроме аварийной защиты) и функций систем нормальной эксплуатации и исключить ряд станционных систем безопасности, работающих в режиме ожидания, что снижает стоимость.

 

При этом системы безопасности не содержат элементов, отказ которых или влияние на которые человеческого фактора могут заблокировать их срабатывание:

 

– аварийная защита реактора пассивно срабатывает при повышении температуры СВТ выше опасного значения за счет наличия плавких замков в узлах сочленения поглощающих стержней со штангами приводов даже в случае механического повреждения сервоприводов;

 

– отвод остаточного энерговыделения при отсутствии теплоотвода через ПГ обеспечивается пассивно путем передачи тепла через корпус моноблока в воду бака СПОТ и далее за счет кипения воды в баке с отводом пара в атмосферу (период невмешательства около 5 суток);

 

– локализация течи ПГ при разрыве нескольких трубок или в случае прекращения работы конденсатора газовой системы обеспечивается пассивно при повышении давления пара в газовой системе более 1 МПа за счет разрушения разрывной мембраны и сброса пара в барботёр, в качестве которого используется бак СПОТ, выполняющий при нормальной эксплуатации функцию нейтронной защиты.

 

Это позволяет говорить об устойчивости РУ не только к отказам оборудования и ошибкам персонала и их множественному наложению, но и к злонамеренным действиям.

 

Потенциал безопасности РУ СВБР-75/100, как показали расчеты, характеризуется тем, что даже при сочетании таких постулированных исходных событий, как разрушение защитной оболочки, железобетонного перекрытия над реактором и разгерметизации газовой системы первого контура с прямым контактом «зеркала» СВТ в корпусе моноблока с атмосферным воздухом, полное обесточивание АЭС – не происходит ни разгона реактора, ни взрыва, ни пожара, а выброс радиоактивности в окружающую среду не достигает значений, при которых требуется эвакуация населения за оградой АЭС.

 

Вероятность тяжелого повреждения активной зоны значительно ниже значения, установленного нормативной документацией.

 

5 Реновация блоков АЭС с ВВЭР и возможность ускорения темпа развития ЯЭ

На ближайшем этапе развития атомной энергетики России наиболее привлекательной областью применения РУ СВБР-75/100 с точки зрения экономической эффективности представляется реновация энергоблоков АЭС с ВВЭР, выводимых из эксплуатации после исчерпания проектного и продленного срока службы РУ вместо строительства новых замещающих мощностей. Реальная возможность проведения такой реновации показана в [3].

 

По оценкам, под программу реновации существующих энергоблоков ВВЭР потребуется около 150 РУ СВБР-75/100. Это предопределяет их серийное производство с соответствующим снижением стоимости.

 

Так как для изготовления модуля не требуется уникального машиностроительного оборудования, возникает возможность формирования конкурентного рынка производителей. Реакторные модули могут изготавливаться на многих заводах страны, не мешая производству корпусов высокого давления реакторов типа ВВЭР.

 

Под реновацией понимается размещение необходимого количества РУ СВБР-75/100 в освобождаемых помещениях ПГ и ГЦН. При этом реакторные установки вырабатывают то же количество пара и тех же параметров, что и «старый» энергоблок. Таким образом осуществляется полное замещение выводимой мощности при использовании существующих зданий сооружений.

 

Значительной части оборудования (машзал и др.) и инфраструктуры АЭС. Как показали результаты технико-экономических исследований технической возможности и экономической целесообразности реновации 2-го, 3-го и 4-го блоков Нововоронежской АЭС на базе РУ СВБР-75, осуществление реновации в два раза снижает удельные капитальные затраты в сравнении со строительством новых замещающих мощностей [4]. Размещение РУ СВБР-75/100 в боксах ПГ/ГЦН го блока НВАЭС показано на рисунках 3 и 4 (план и продольный разрез). На рисунке 5 показана схема реновации РУ
ВВЭР-1000.

 

Значительное снижение затрат при реновации «старых» блоков позволяет высвободить финансовые средства для развития ядерной энергетики. Темп развития ЯЭ за счет собственных средств энергокомпании характеризуется временем удвоения суммарной установленной мощности АЭС – Т2 в соответствии с инвестиционными возможностями используемой ЯЭТ, аналогичному времени удвоения плутония в реакторах-бридерах. Т2 определяется следующим выражением:

 

где:    КИУМср – средний КИУМ по всем АЭС энергокомпании;

          Тг – количество часов в году;

          Кр– значение удельных капитальных затрат в строительство АЭС, развивающих ЯЭ (долл./кВт-э);

          Ср – инвестиционная составляющая в тарифе на развитие ЯЭ (цент/кВт-час).

 

Рис. 3.   Размещение 6-ти модулей СВБР-75/100 в здании 3-го блока НВАЭС (план).

 

 

Рис. 4.   Размещение 6-ти модулей СВБР-75/100 в здании 3-го блока НВАЭС (продольный разрез).

 

Инвестиционная составляющая на развитие ЯЭ равна Ср = Синв  – Св, где:

Синв  – полная инвестиционная составляющая в тарифе Синв = С – Сз (цент/кВт-час);

С – тариф, т.е. цена продажи электроэнергии на оптовом рынке (цент/кВт-час);

Сз – себестоимость электроэнергии, компенсирующая затраты на её производство, включающая все текущие расходы, кроме ивестиционных отчислений на строительство АЭС (цент/кВт-час);

 

Рис. 5. Схема реновации ВВЭР-1000.

 

Св – инвестиционная составляющая, компенсирующая затраты в строительство замещающих мощностей – простое воспроизводство мощностей ЯЭ (цент/кВт-час).

Св определяется выражением:

,

где: В – темп вывода мощностей ЯЭ (ГВт-э/год);

       Nяэ – суммарная установленная мощность АЭС (ГВт-э);

       Кз  – удельные капитальные затраты в строительство замещающих мощностей.

 

Инвестиционный потенциал ЯЭТ можно также охарактеризовать инвестиционным коэффициентом воспроизводства (ИКВ), который определяет динамику развития (свертывания) ЯЭ в зависимости от экономических показателей используемых ЯЭТ и ценовых условий на рынке электроэнергии. ИКВ можно рассчитать по следующей формуле:

.

Если для строительства замещающих мощностей и строительства новых блоков АЭС, развивающих ЯЭ, используется одна и та же ЯЭТ, то, тогда:

.

Если Синв < Св (в этом случае Ср отрицательна), то ИКВ<1 и ядерная энергетика будет свёртываться. Если ИКВ=1, то суммарный уровень установленной мощности АЭС будет постоянным (простое воспроизводство). И только при ИКВ>1 возможен рост ЯЭ – (расширенное воспроизводство).

Очевидно, что время удвоения и ИКВ связаны между собой соотношением:

.

В случае ИКВ ≤ 1 понятие времени удвоения теряет смысл. Вместо него следует ввести время свёртывания ЯЭ  –  Тсв, которое определяется выражением:

где Вз – темп ввода замещающих мощностей, который в рассматриваемом случае ниже темпа вывода «старых» блоков – В.

Возможный темп ввода замещающих мощностей определяется выражением:

.

Однако определенное выше время удвоения не дает представления об абсолютных значениях темпа роста мощностей ЯЭ. Для практики более важным является значение возможного ежегодного роста мощностей ЯЭ (при ИКВ>1).

 

При линейном росте суммарного уровня установленной мощности АЭС ежегодный темп роста мощностей (ГВт-э/год) определяется выражением:

.

Легко видно, что  . Если ИКВ<1, то Р становится отрицательным и будет характеризовать годовой темп снижения мощностей ЯЭ.

 

Зная темп развития ЯЭ – Р, темп вывода «старых» блоков – В и темп строительства замещающих мощностей – Вз (при Синв < Св) можно записать инвестиционный коэффициент воспроизводства как:

  

Расчеты динамики развития (свёртывания) ЯЭ России выполнены для следующих сценариев: 1) для замещения выбывающих мощностей и развития ЯЭ используется ЯЭТ на базе РУ ВВЭР-1000; 2) то же на базе РУ ВВЭР-1500; 3) для замещения выбывающих мощностей используется технология реновации на базе РУ СВБР-75/100, а для развития ЯЭ – РУ ВВЭР-1000; 4) для замещения выбывающих мощностей используется технология реновации на базе РУ СВБР-75/100, а для развития ЯЭ используется ЯЭТ на базе РУ ВВЭР-1500.

 

Результаты расчета параметров, характеризующих динамику развития ЯЭ (Св, Ср, ИКВ, Т2, Р) для указанных четырех сценариев, приведены в таблице.

 

Полученные данные относятся к установившемуся этапу развития ЯЭ, когда возможности «дешевого» роста (увеличение КИУМ, продление срока службы блоков, достройка блоков высокой и средней степени готовности) исчерпаны.

 

Динамика развития ЯЭ при использовании различных ЯЭТ

 

 Параметр

Ядерная энергетическая технология

Св

цент/кВт-час

Сринв)

цент/кВт-час

ИКВ

 

Т2св)

лет

Р (Вз)

ГВт-э/год

По сценарию №1

0,554

(0,486)

0,877

(183)

(0,877)

По сценарию №2

0,46

0,026

1,057

398

0,057

По сценарию №3

0,27

0,216

1,391

57,5

0,391

По сценарию №4

0,27

0,216

1,471

47,8

0,471

 

Расчеты выполнены при следующих исходных данных: Nяэ=22,5 ГВт-э; КИУМср = 0,75; С = 1,4 цент/кВт-час [5]; С= 0,72 цент/кВт-час [6]; Скап = 819 долл./кВт-э для двухблочной АЭС ВВЭР-1000 [7]; Скап = 680 долл./кВт-э для двухблочной АЭС ВВЭР-1500 [6]; Скап = 400 долл./кВт-э для реновации блоков с использованием модулей РУ СВБР-75/100 [7]; В=1 ГВт-э/год, соответствующим условиям ЯЭ России.

 

При переводе рублевых цен 1991 года, в которых рассчитывались по действующей нормативной документации удельные капитальные затраты, приведенные в работе [7], в доллары принималось, что один рубль 1991 года равен одному доллару.

 

Поскольку значения тарифа и себестоимости электроэнергии даны в центах 2003 года, для обеспечения сопоставимости цен значения тарифа и себестоимости электроэнергии при выполнении расчётов приведены к 1991 году с учетом инфляции доллара за этот период. Они составили: С = 1 цент/кВт-час, С= 0,514 цент/кВт-час (коэффициент приведения принят равным 1,4 на основании экстраполяции данных по годовым индексам потребительских цен в США. Ежегодник США за 2000 год).

 

Из приведенных результатов видно, что наиболее эффективным из рассмотренных сценариев является сочетание инновационной ЯЭТ на базе модульных РУ СВБР-75/100 для реновации «старых» блоков АЭС и эволюционной ЯЭТ на базе РУ ВВЭР-1500 для развития ядерной энергетики.

 

Критическое значение удельных капитальных затрат, обеспечивающее простое воспроизводство мощностей ЯЭ (ИКВ = 1), равно в рассматриваемом случае 718 долл/кВт-э (в ценах 1991 года).

 

Конечно, полученные результаты следует рассматривать лишь как ориентировочные, поскольку для расчета динамики развития ЯЭ через 15…20 лет, когда будут исчерпаны возможности «дешевого» роста и возникнет необходимость замещения мощностей энергоблоков, реакторы которых исчерпали срок службы, используются существующие сегодня показатели (тариф, себестоимость электроэнергии, удельные капитальные затраты, КИУМ, суммарный уровень установленной мощности АЭС). Перевод рублевых цен 1991 года в доллары и учет инфляции доллара также имеет оценочный характер.

 

Из рассмотренных факторов только рост суммарного уровня установленной мощности АЭС однозначно приводит к увеличению инвестиционных возможностей. Повышение КИУМ, приводя к увеличению производства электроэнергии и увеличению объёма продаж, потребует прогрессирующего увеличения затрат, что вызовет снижение экономической эффективности влияния этого фактора. Рост тарифа будет увеличивать инвестиционные возможности ЯЭ.

 

В тоже время рост тарифа, стоимости органических энергоносителей, приводящий к повышению стоимости электроэнергии, также как и рост стоимости всех видов продукции и услуг, рост зарплаты будут увеличивать капитальные затраты и эксплуатационные расходы, что приведет к уменьшению инвестиционных возможностей ЯЭ. Тем не менее, можно ожидать, что выявленная тенденция сохранится.

 

6 Заключение

При рассмотрении различных сценариев развития ЯЭ следует учитывать, что использование технологии реновации «старых» блоков АЭС с применением РУ СВБР‑75/100 после исчерпания продлённого срока службы энергоблоков с ЛВР может высвободить значительные в масштабах отрасли средства для увеличения темпа развития ядерной энергетики, сохранить жизнеспособными города-спутники АЭС, а также электросетевую, транспортную и водную инфраструктуры.

 

Представляется, что техническая возможность и экономическая целесообразность реновации блоков АЭС с реакторами типа ВВЭР (PWR) после исчерпания ресурса РУ интересна для многих зарубежных стран, в которых эксплуатируются такие реакторы.

 

Инновационная ЯЭТ на базе реакторов с теплоносителем свинец-висмут СВБР-75/100, разработанная на основе консервативного подхода и критически осмысленного опыта эксплуатации РУ с СВТ на АПЛ, подготовлена для демонстрации на опытно-промышленном энергоблоке, сооружение которого предусмотрено Федеральной целевой программой «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на период 2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года».

 

Широкое практическое применение этой ЯЭТ, обладающей большими потенциальными возможностями, может начаться примерно с 2025 года. Более раннее её развёртывание будет связано с экономическим риском, а более позднее – с большой упущенной выгодой, что следует учитывать при разработке Стратегии развития атомной энергетики России до 2050 года.

 

 

Список литературы

  1. Зродников А.В., Тошинский Г.И., Драгунов Ю.Г., Степанов В.С. и др. Модульные многоцелевые свинцово-висмутовые быстрые реакторы для ядерной энергетики. Теплоэнергетика №1, 2005г., с.16-24.
  2. G. I. Toshinsky, O. G. Grigoriev, Ye. I. Yefimov, et al. Safety Aspects of SVBR-75/100 Reactor. Workshop on Advanced Nuclear Reactor. Safety Issues and Research Needs, OECD, Chateau de la Muette, Paris, France (2002).
  3. Игнатенко Е.И., Корниенко А.Г., Драгунов Ю.Г., Степанов В.С., Куклин В.З., Викин В.А. и др. Использование РУ СВБР-75 в проектах реновации блоков АЭС первого поколения после исчерпания их ресурса. Сборник докладов конференции «Тяжелые жидкометаллические теплоносители в ядерных технологиях», том 2, c.404-414. Обнинск 1999г., с.404-414.
  4. Определение технической возможности и экономической целесообразности реновации 2, 3 и 4 блоков НВАЭС после исчерпания их ресурса с применением атомного паропроизводящего модуля с реактором СВБР-75 мощностью 75 МВт(э) с жидкометаллическим теплоносителем свинец-висмут. Технико-экономические исследования. ФЭИ, ОКБ «Гидропресс», «Атомэнергопреоект» Обнинск, 1996г.
  5. Сараев О.М. Ядерная энергетика в Энергетической стратегии России. Доклад на Международной научно-технической конференции: «Атомная энергетика и топливные циклы», 1-5 декабря 2003 г., Москва-Димитровград.
  6. Рогов М.Ф., Корниенко А.Г. Усовершенствованные и инновационные проекты в стратегии развития концерна «Росэнергоатом», Доклад на Международной научно-технической конференции «Атомная энергетика и топливные циклы», Москва-Димитровград, 1-5 декабря 2003 года.
  7. Зродников А.В., Драгунов Ю.Г., Тошинский Г.И. , Степанов В.С. и др. АЭС на основе реакторных модулей СВБР-75/100. Атомная энергия, том 91, вып. 6, декабрь 2001.


Список сокращений

АЭС – атомная электростанция

РУ – реакторная установка

ВВЭР – водо-водяной энергетический реактор

СВБР – свинцово-висмутовый быстрый реактор

ГЦН – главный циркуляционный насос

СВТ – свинцово-висмутовый теплоноситель

ИКВ – инвестиционный коэффициент  воспроизводства

СПОТ – система пассивного отвода тепла

КВА – коэффициент воспроизводства активной зоны

СУЗ – система управления и защиты

КИУМ – коэффициент использования установленной мощности

ТВС – тепловыделяющая сборка

МБР – моноблок реакторный

ЯППУ – ядерная паропроизводящая установка

ПГ – парогенератор

ЯЭ – ядерная энергетика

PWR – корпусный реактор с водой под давлением

ЯЭТ – ядерная энергетическая технология



Читать другие Научные доклады