Экономика ядерной энергетики: Основы технологии и экономики производства ядерного топлива. 3-е изд. - Синев Н.М.
Скачать (прямая ссылка):


Фактически выработанную за год и переданную в сеть электроэнергию Інфант можно выразить формулой
^ = ^2,(1-/^-8760. (Ц.5)
Здесь Nycr—установленная (проектная) электрическая мощность (брутто); Кен — коэффициент расхода электроэнергии на собственные нужды (для АЭС с ВВЭР-1000 /Тс.н»0,06; для РБМК-1000 Хс.н» 0,075); ф~— среднегодовое значение КИУМ.
Из приведенных выражений (11.1) — (11.5) видно, что чем выше ф, или чем больше приведенных часов в году работает АЭС на установленной (проектной) мощности, тем больше ее энерговыработка, больше фондоотдача, т. е. выработка электроэнергии, отнесенная на рубль затраченных капитальных вложений (кВт-ч/руб).
Можно привести такой пример. Несмотря на практически доказанную во Франции возможность работы АЭС (с реакторами PWR) в режиме следования за графиком нагрузки энергосистемы, включая полупиковый режим, расчеты показали, что эксплуатация АЭС при среднегодовом q>=0,4-r-0,5 (3500—4300 ч/год) нерентабельна и не обеспечивает конкурентоспособность АЭС по сравнению с ТЭС на угольном топливе из-за увеличения стоимости производимой электроэнергии, ее удорожания вследствие низкой фондоотдачи и возрастания постоянной (амортизационной) составляющей себестоимости*.
Как известно, АЭС предназначены в основном для работы в базовом графике нагрузки, т. е. на проектной мощности или близ-
* Об этом подробнее см. в гл. 12.
кой к ней. При проектировании_АЭС в СССР по экономическим соображениям закладывается ф=0,8, что соответствует ГЭф«з «7000 ч/год. Но даже и при таком значении ф фондоотдача АЭС с реакторами РБМК и ВВЭР почти в 1,5 раза будет меньше, чем ТЭС той же мощности, работающих на органическом топливе при 5=0,6+0,7: фондоотдача АЭС —22 кВт/(руб-год), ТЭС — 32— 36 кВт-ч/(руб-год). В этой связи следует считать, что подсоединение к мощной системе АЭС, которые должны работать при ф = = 0,8-4-0,85, гидравлических, тепловых или иных аккумуляторов энергии в период пикового и полупикового графика нагрузки в энергосистеме будет экономически более обоснованным решением, чем работа АЭС в режиме следования за нагрузкой, т. е. при низких КИУМ. Работа АЭС с высоким КИУМ обеспечивает экономию капиталовложений в энергетику и тем, что в этом случае потребуется иметь в работе меньше мощностей.
Действующие в СССР АЭС с реакторами ВВЭР и РБМК показывают устойчивую работу при больших значениях КИУМ (в 1984 и 1985 гг. суммарный ф=0,77). Ряд блоков АЭС работает при показателях более высоких, чем проектные.
Показатели по КИУМ зарубежных АЭС приведены в табл. 11.2.
Однако нельзя достичь высокого значения КИУМ, если оборудование АЭС ненадежно, не отработаны в чем-то отдельные конструкционные узлы и детали, плохо изготовлены или недоброкачественно смонтированы, имеются дефекты в проекте. Все это вызывает внеплановые или аварийные остановки и безотлагательно требует ремонта. Такие же последствия могут быть и после недоброкачественного планового или профилактического капитального ремонта.
Сокращение длительности простоев отдельного оборудования и блока АЭС в целом за счет хорошей подготовки и проведения плановых ремонтов, удлинение межремонтных сроков благодаря правильной эксплуатации и квалифицированному обслуживанию оборудования могут существенно увеличивать КИУМ.
Фондоотдача вновь вводимого блока АЭС в первый период его эксплуатации может быть увеличена за счет более короткого времени выхода на проектную мощность после энергетического
Таблица 11.2. Коэффициент использования установленной мощности зарубежных АЭС, %*
КИУМ
1983 г.
1984 г.
1983 г.
1984 г.
Средний за год**
61,9
67
60,8
61,6
Средневзвешенный за год**
61,8
66,5
59,7
61,2
* Данные по 205 блокам суммарной мощностьо 170 ГВт (86 % мощностей всех АЭС).
•«Наиболее высокий КИУМ (более 70 %) характерен для АЭС Швейцарии, Финляндии, ФРГ Бельгии и Японии за счет более высокого технического уровня эксплуатации и качест ва оборудования.
пуска. Эта задача, несомненно, легче решается при серийном строительстве одинаковых блоков (по типовому проекту), сооружаемых с учетом опыта пуска и освоения эксплуатации головных блоков.
В СССР это подтверждено практически на АЭС с серийными унифицированными реакторами ВВЭР-440, ВВЭР-1000.
Объективной характеристикой надежности блоков АЭС, находящихся в эксплуатации (как и любой неатомной энергоустановки), является показатель ее готовности к работе под нагрузкой в пределах установленной или проектной мощности. Этот показатель принято называть коэффициентом готовности Кгот.
Коэффициент готовности вычисляется как отношение фактического времени (в рассматриваемом году), в течение которого АЭС в целом или каждый ее блок в отдельности несли или были способны нести заданную нагрузку, к располагаемому годовому времени 8760 ч:
^tot
8760— (TVp + Гп. д-р + 7"н.о + T ав.о)
8760
(11.6)
где 7пер — плановое время остановки на перегрузку топлива; 7п.п.р — плановое время на профилактический осмотр и ремонт; 7н.о — время неплановых или вынужденных остановок по различным причинам; 7ав.с — время аварийных остановок и время, затраченное на аварийные ремонты.



