Диплом, курсовая, контрольная работа
Помощь в написании студенческих работ

Повышение системной эффективности и надежности энергоблоков АЭС с ВВЭР средней мощности

Диссертация: Повышение системной эффективности и надежности энергоблоков АЭС с ВВЭР средней мощности
ДиссертацияПомощь в написанииУзнать стоимостьмоей работы

Достоверность результатов и выводов определяется положительной апробацией результатов работы при проведении экспертиз проекта АЭС с ВВЭР -640 и получении разрешения Госатомнадзора России на строительство, а также публикацией отдельных материалов диссертации на Международных конференциях, в периодических научно-технических изданиях и сборниках научных трудов, использованием новейших методик… Читать ещё >

Содержание

  • Список использованных сокращений
  • Предисловие
  • Глава 1. Основные пути совершенствования АЭС с ВВЭР
    • 1. 1. Анализ проектных проработок АЭС большой и средней мощности
      • 1. 1. 1. Основные технические решения по блокам ВВЭР (PWR) большой мощности
      • 1. 1. 2. Проектные решения по блокам средней мощности
      • 1. 1. 3. Использование реакторных установок ВВЭР — 1000 в режиме пониженной мощности: оценка характеристик топливного цикла и безопасности
    • 1. 2. Анализ степени соответствия проекта АЭС с ВВЭР-640 мировому уровню
    • 1. 3. Анализ выполненных исследований по определению системной эффективности энергоблоков АЭС с ВВЭР
    • 1. 4. Цели и задачи исследования
  • Глава 2. Основы методики системного исследования АЭС средней мощности с ВВЭР
    • 2. 1. Принципы определения сравнительной эффективности энергоблоков АЭС большой и средней мощности
    • 2. 2. Рост термодинамической эффективности блоков АЭС при повышении давления в ПГ
    • 2. 3. Обоснование комплекса системно-экономических факторов, обеспечивающих сопоставимость энергоблоков АЭС
    • 2. 4. Учет жизненного цикла АЭС в технико-экономических расчетах
    • 2. 5. Учет маневренности энергоблоков АЭС
      • 2. 5. 1. Характеристики маневренности современных зарубежных проектов АЭС
      • 2. 5. 2. Анализ требований к маневренности энергоблоков АЭС с ВВЭР в России
      • 2. 5. 3. Характеристики кратковременного регулирования
    • 2. 6. Основы учета надежности в технико-экономических расчетах энергоблоков АЭС с ВВЭР
  • Глава 3. Обоснование и оптимизация проектных решений энергоблоков АЭС средней мощности
    • 3. 1. Топливная эффективность и безопасность активных зон реакторных установок средней мощности
    • 3. 2. Влияние характеристик активной зоны на показатели топливной и общей эффективности энергоблоков
    • 3. 3. Проектные решения по АЭС средней мощности, повышающие безопасность
  • Глава 4. Системная эффективность энергоблоков АЭС средней мощности
    • 4. 1. Методика расчета аварийного резерва мощности в развивающейся энергосистеме
      • 4. 1. 1. Выбор и обоснование показателей надежности энергоблоков
  • АЭС с ВВЭР в энергосистемах
    • 4. 1. 2. Модель расчета аварийного резерва мощности в развивающейся энергосистеме
    • 4. 1. 3. Учет частичных отказов энергоблоков при эквивалентировании разнородных энергосистем
    • 4. 1. 4. Расчет аварийного резерва мощности в системе
    • 4. 2. Расчет показателей надежности энергоблоков АЭС как структурно-сложных систем
    • 4. 3. Системная эффективность энергоблоков АЭС средней мощности
    • 4. 3. 1. Экономические предпосылки создания энергоблоков АЭС средней мощности
    • 4. 3. 2. Сравнение технико — экономической эффективности АЭС с реак- 170 торами ВВЭР большой и средней мощности
    • 4. 3. 3. Влияние системных факторов на сравнительную эффективность энергоблоков АЭС (на примере ОЭС Востока)
  • Выводы

Повышение системной эффективности и надежности энергоблоков АЭС с ВВЭР средней мощности (реферат, курсовая, диплом, контрольная)

К началу XXI века Российская атомная энергетика подходит с неоднозначными итогами, как и вся экономика и народное хозяйство, в целом. Вместе с тем эта отрасль энергетики сегодня имеет достаточно четкие перспективы развития, в основном, за счет сформировавшегося вполне конкурентоспособного на мировом рынке направления АЭС двухконтурного типа с водоводяными энергетическими реакторами нового поколения.

К настоящему времени накоплен большой опыт эксплуатации реакторов этого типа, размещаемых в защитных контейнментах. К тому же, имея приемлемую стоимость эти реакторы при усовершенствованиях обеспечивают повышенную безопасность в соответствии с требованиями МАГАТЭ.

Сегодня эти качества проектов АЭС с ВВЭР — повышенная безопасность и надежность при сравнительно высокой эффективности и относительно низкой стоимости, обеспечили получение определенного количества заказов, в особенности на АЭС с ВВЭР средней мощности для России и за рубеж (Казахстан, Венгрия, Болгария, страны Ближнего Востока и др.). Это усиливает конкуренцию лучшим зарубежным образцам со стороны отечественных энергоблоков АЭС с ВВЭР.

Важнейшим наряду, с безопасностью свойством проекта АЭС с ВВЭР средней мощности (АЭС с ВВЭР-640) является большая системная устойчивость и надежность, чем для блоков АЭС с ВВЭР-1000. Разумеется, что это свойство наиболее значительно проявляется в энергосистемах со слаборазвитыми внутренними и внешними электрическими связями, а также с невысокой общей установленной мощностью. Это положение подтверждается существующим опытом эксплуатации АЭС с ВВЭР — 440.

Районы Крайнего Севера, Приморья, Дальнего Востока — потенциальные районы для площадок сооружения таких энергоблоков, что и отражено в перспективных планах развития атомной энергетики России. Важнейшим преимуществом сооружения таких блоков в отдаленных регионах является необходимость энергетической самостоятельности и независимости их от ряда неблагоприятных конъюнктурных моментов.

Низкосортность органического топлива, трудности организации его все-режимного сжигания в котельных энергетических установках местных станций, относительно высокая доля вводимых блоков АЭС по мощности (АЭС с ВВЭР-640), безальтернативность имеющихся слабых источников маневренной и резервной мощности ставят также задачу обоснования условий повышенной маневренности, надежности и устойчивости таких энергоблоков средней мощности к режимным и аварийным изменениям нагрузки и частоты в системе.

Целью настоящей работы является научное обоснование технических, схемно-параметрических и проектных решений и определение системной эффективности и надежности энергетических блоков АЭС средней мощности.

Основными задачами, подлежащими исследованию, являются:

1. Определение основных путей совершенствования АЭС с ВВЭР средней мощности и выработка рекомендаций для обеспечения соответствия их технико-экономических показателей мировому уровню.

2. Разработка методики определения сравнительной системной технико-экономической эффективности АЭС средней мощности с ВВЭР в соответствии с требованиями к новым проектам и условиям их работы в энергетических районах и энергосистемах.

3. Обоснование и оптимизация проектных решений, повышающих тепловую эффективность и безопасность энергоблоков АЭС с ВВЭР средней мощности.

4. Разработка методики учета надежности и маневренности энергоблоков АЭС средней мощности при определении их сравнительной эффективности в энергосистемах.

5. Оценка сравнительной эффективности энергоблоков с ВВЭР — 1000 и ВВЭР — 640 применительно к условиям ОЭС Востока.

В диссертации разработаны:

1. Методика термодинамического анализа влияния давления в парогенераторе на тепловую эффективность энергоблоков АЭС.

2. Методика учета жизненного цикла АЭС с разным сроком службы в технико-экономических расчетах.

3. Технические и проектные решения, обеспечивающие повышение топливной эффективности и безопасности.

4. Методика учета маневренных характеристик энергоблоков АЭС средней мощности в энергорайонах или малых энергосистемах.

5. Методика расчета показателей надежности энергоблоков АЭС средней мощности с учетом структурной схемы и частичных отказов.

6. Методики учета системной надежности и безопасности в сравнительных технико-экономических расчетах АЭС в энергосистемах.

Проведены расчетно-теоретические исследования влияния характеристик топливной эффективности и безопасности активных зон реакторных установок средней мощности на общую их эффективность в системе, показано влияние учета частичных отказов энергоблоков АЭС и их единичной мощности на величину потребного аварийного резерва мощности и аварийное падение частоты в системе, проведено сравнительное сопоставление по эффективности энергоблоков АЭС с ВВЭР-1000 и ВВЭР-640 в ОЭС Востока;

Разработаны, обоснованы и проанализированы новые схемные решения, разработанные с участием автора, повышающие безопасность реакторной установки В-407 в проекте ВВЭР-640 на основе концепции пассивного самоохлаждения двухстенной защитной оболочки и реакторного бассейна при авариях с нарушением охлаждения активной зоны.

Научная новизна исследований заключается в разработке методики оценки и обоснования эффективности АЭС с ВВЭР средней мощности для отдаленных систем со слабыми связями, методики расчета аварийного резерва мощности с учетом частичных отказов энергоблоков АЭС, учетом развития энергосистем и реальных графиков нагрузки, методики синтеза схемных, проектных и технологических решений по обеспечению безопасности с использованием пассивных систем самоохлаждения реакторной установки и двухслойного контейн-мента, снижающих вероятность тяжелых аварий и их последствия до уровня, не требующего полной эвакуации населения .

Практическую ценность представляют в работе методики:

• оценки влияния давления в ПГ с естественной циркуляцией на термодинамическую эффективность и полный электрический КПД блока;

• расчета влияния тепловой эффективности и теплотехнической надежности активной зоны на показатели общей эффективности;

• обоснования новых схемный решений по пассивному охлаждению реакторной установки и защитного контейнмента в случае особо тяжелых аварий;

• расчета резерва при вводе АЭС с ВВЭР средней мощности в отдаленных системах с учетом частичных отказов энергоблоков и развития энергосистем;

• результаты сопоставления по эффективности энергоблоков с ВВЭР-1000 и ВВЭР-640 в ОЭС Востока.

На защиту выносятся:

• методика обоснования системной эффективности АЭС с ВВЭР средней мощности на основе сопоставления с ВВЭР-1000 с учетом тепловой эффективности, надежности, безопасности и длительности жизненного цикла АЭС;

• новые приоритетные решения, разработанные с участием автора по пассивному охлаждению реакторного бассейна и двухстенного защитного контейнмента;

• методика расчета показателей надежности энергоблоков АЭС как структурно-сложных установок и модель обоснования аварийного резерва в развивающейся системе;

• результаты сравнительной эффективности энергоблоков АЭС с ВВЭР-640 и ВВЭР-1000 на примере ОЭС Востока.

Достоверность результатов и выводов определяется положительной апробацией результатов работы при проведении экспертиз проекта АЭС с ВВЭР -640 и получении разрешения Госатомнадзора России на строительство, а также публикацией отдельных материалов диссертации на Международных конференциях, в периодических научно-технических изданиях и сборниках научных трудов, использованием новейших методик многогруппового расчета активной зоны, современных методик оценки безопасности и анализа динамики переходных процессов при авариях с полным обезвоживанием и частичным нарушением охлаждения активной зоныиспользованием объективных общепризнанных экономических критериев оптимальностиприменением известных базовых методов термодинамического и экономического анализа теплоэнергетических установок, использованием методологии системного анализа, теории надежности систем энергетики, а также тем, что все результаты и новые методические положения получены на основе общей концепции и методологии системного технико-экономического анализа энергетических установок и комплексов.

Работа выполнена на кафедре «Тепловые электрические станции» Саратовского государственного технического университета.

Автор выражает глубокую благодарность научным руководителям доктору технических наук, профессору Хрусталеву Владимиру Александровичу и кандидату технических наук, доценту Ларину Евгению Александровичу за внимательное руководство и консультации при выполнении работы, а также коллективам кафедры «Тепловые электрические станции» и Проблемной научно-исследовательской лаборатории теплоэнергетических установок электростанций.

8. Результаты работы внедрены в проекте АЭС с ВВЭР — 640. Методика оценки технико — экономической эффективности АЭС с учетом влияния системных требований использована в программе НИОКР по АЭС с ВВЭР в части создания новой нормативно — технической документации.

Показать весь текст

Список литературы

  1. А.И. Основы термодинамики циклов теплоэнергетических установок 3-е изд. перераб. и доп. -М.: Высшая школа. — 1986 — 319 с.
  2. А.И. Показатели эффективности циклов АЭС. / Известия вузов СССР Энергетика. -1982 — № 9. — С. 44−47.
  3. А.И., Попов А. И., Дьяков А. Ф. Учет социальной инфраструктуры при сравнении вариантов проектируемых электростанций. // Электрические станции.-1987.- № 40.- С. 49−56.
  4. А.И., Аминов Р. З. Оптимизация режимов работы и параметров тепловых электростанций. Москва. Высшая школа, 1983, 252с.
  5. A.A., Лесной С. А., Таратутин В. В. Надежность атомных электростанций и некоторые вопросы технического обслуживания и ремонта// Теплоэнергетика.-1988.- № 5−6.- С. 8−11.
  6. Г., Хампель Р. Эксплуатация АЭС с водоводяным реактором во время удлинения кампании при работе на мощностном эффекте. // Теплоэнергетика.- 1982, № 7, С. 71−73.
  7. Р.З., Хрусталев В. А. Об эффективности использования ядерного горючего на АЭС / Известия вузов Энергетика. 1990. — № 7. С. 91−94.
  8. Р.З., Хрусталев В. А. Мощные энергоблоки АЭС и покрытие пиковых нагрузок в энергосистемах//Энергетическое строительство. 1988. -№ 2. — С. 62−65.
  9. Р.З., Хрусталев В. А., Ипатов П. Л. Об эффективности извлечения СВП для удлинения кампании энергоблока с ВВЭР-1000. // Известия вузов и энергообъединений СНГ. 1996. — № 9, 10. — С. 12−15.
  10. Р.З., Ларин Е. А., Хрусталев В. А. Основы методики учета надежности при выборе параметров и характеристик АЭС. // Вопр. безопасн. и надежн. при оптим. яд. энерг. уст.: Межвед. сб./ Горьковский политехнический ин-т. Горький, 1985, — С. 121−126.
  11. Р.З., Хрусталев В. А., Чертыков A.M. К сравнению эффективности атомных и тепловых электростанций при работе по переменным графикам нагрузки. // Изв. вузов. Энергетика. 1988. № 4. — С. 55−59.
  12. Р.З., Хрусталев В. А., Борисенков А. Э. Оценка частоты внешнего обесточивания энергоснабжения АЭС с ВВЭР./ Атомная энергия, 1997, вып. 5, август.- С. 37−41.
  13. .А. Режим работы турбоустановок АЭС. М: Энергоатомиздат, 1986 264 с.
  14. A.c. 1 547 572 СССР. Система аварийного охлаждения активной зоны ядерного реактора./ П. В. Фролов, В. Ф. Ермолаев, A.B. Молчанов и др./Бюлл. изобр.
  15. A.c. 1 596 993 СССР. Система аварийного охлаждения ядерного реактора./В.Ф. Ермолаев и др./Бюлл. изобр.
  16. АЭС с ВВЭР: режимы, характеристики, эффективность /Р.З. Аминов, В. А. Хрусталев, A.C. Духовенский, А. И. Осадчий. М: Энергоатомиздат, 1990, -264 с.
  17. В.В., Ермолаев В. Ф., Кухтевич И. В. Программа расчетных и экспериментальных работ в обоснование безопасности АЭС нового поколения с ВВЭР-500. В сб. «Теплофизика-90», Обнинск. ФЭИ, 1990. -С.22−26.
  18. А.Э. Оптимизация структурных схем и параметров АЭС с ВВЭР в условиях повышения безопасности. Диссертация на соиск. ученой степени кандидата техн. наук. Саратов, 1990. -167 с.
  19. A.M. Современные требования к управлению запроектными авариями на АЭС// Теплоэнергетика, 1998, № 5 С. 22−25.
  20. Н.К., Каплун С. М., Попырин М. С. Учет надежности при оптимизации схем энергоблоков АЭС с ВВЭР//Атомная энергия. 1984, № 57, Вып. 3,-С. 157−161.
  21. Вертикальный прямоточный парогенератор для АЭС с ВВЭР./ В. П. Глебов, В. Ф. Москвичев, Б. П. Симкин и др.// Теплоэнергетика. 1983. — № 2. -С. 17−20.
  22. Е.С. Исследование операций. М. 1972. — 551 с.
  23. В.А., Воронин JIM. Опыт эксплуатации и перспективы развития атомных электростанций с ВВЭР в Российской Федерации. // Теплоэнергетика, 1998, № 5, С. 2−6.
  24. Вопросы методологии управления безопасностью в регионах с высокорисковыми объектами./ В. А. Хрусталев, А. И. Попов, Е. А. Ларин и др. // Безопасность труда в промышленности, 1994, № 9. С. 31−35.
  25. ВВЭР: новый проект или ступень мощности. / Р. З. Аминов, Э. И. Пакх, В. И. Сафонов, В. А. Хрусталев и др.// Атомная энергия, т. 70, вып. 2, 1991. С. 128−130.
  26. В.Я., Скловская Е. Г. Определение аварийной недовыработки электроэнергии при технико-экономическом сопоставлении вариантов паротурбинных установок.//Теплоэнергетика, — 1970, -№ 10, -С. 29−33.
  27. .А., Безлепкин В. В., Ермолаев В. Ф. и др. «Система аварийного охлаждения реакторной установки» Патент N 2 050 025.
  28. Гиршфельд В.Я.^ Князев A.M., Куликов В. Е. Режимы работы и эксплуатации ТЭС. М. «Энергия», 1980. 286 с.
  29. В.Е. Теория вероятностей и математическая статистика. М.: Высшая школа, 1977. — 479 с.
  30. Декларация безопасности Балаковской АЭС. Балаково, 1997.
  31. В. А. Режимы мощных паротурбинных установок. -JL: Энергоатомиздат, 1986. 248 с.
  32. В.А. Особенности регулирования турбоагрегатов АЭС. // Теплоэнергетика, — 1982, № 4. — С. 27−30.
  33. В.А. Эксплуатация АЭС. Энергоатомиздат.- Санкт-Петербургское отделение. 1994. — 384 с.
  34. Е.И., Пыткин Ю. Н. Маневренность реакторов типа ВВЭР. -М.: Энергоатомиздат, 1985, 83 с.
  35. A.A. Оптимизация паротурбинных установок АЭС с учетом режима использования: Автореф. дис. канд. техн. наук. Иркутск: — СЭИ СО АН СССР, 1984.-22 с.
  36. А.И., Тарасюк А. Ф., Зверева Г. А. Учет специфики полупиковых АЭС при выборе проектных показателей надежности их оборудования. // Вопр. атомн. науки и техники, физики и технол. яд. реакт. -М., 1980, № 1/10, — С. 73−76.
  37. А.И., Емельянов B.C., Морозов В. Б. Расчет надежности ядерных энергетических установок. Марковская модель. М.: Энергоатомиздат, 1982. — 208 с.
  38. А.И., Стригулин М. М. Некоторые вопросы надежности ядерных реакторов. М: — Атомиздат- - 1968. 352 с.
  39. В.Г. Надежность энергетических систем. М. Высшая школа, 1984. 255 с.
  40. Концепция развития энергетики Дальнего Востока. Отчет института Ленгидропроект. С.-Петербург. 1996.
  41. Концепция безопасности при запроектных авариях АЭС с ВВЭР640/ В. В. Безлепкин, В. А. Горбаев, A.B. Молчанов и др.// Теплоэнергетика, 1995, № 12.
  42. Е.А. Технико-экономическая оптимизация высокотемпературных АЭС. Изд-во Саратов, гос. ун-та. Саратов, 1989, -120 с.
  43. Е.А. Методы и модели расчета и обеспечения надежности в задачах оптимизации комбинированных энергоустановок и систем. // Вопросы повышения эффективности теплоэнергетических установок и систем. Юбилейный научн. сб. Саратов: СГТУ. — С. 12−18
  44. Е.А., Сандалова Л. А., Дербова О. В. Метод расчета надежности энергоснабжающих систем. // Тезисы докладов к Всесоюзному научно-техническому совещанию «Повышение надежности систем теплоснабжения», Сент. 1988, г. Чайковский 1988. — С 17−18.
  45. Е. А. Рыжов A.B. Методика оптимизации природоохранных мероприятий в условиях развиитя энергосистемы. / Основы создания экологически чистых объектов в энергетике и на промышленных предприятиях. Межвуз. Научн. сб. Саратов. — 1992. С. 49−55.
  46. Методические рекомендации по оценке эффективности инвестиционных проектов атомных электростанций. М. 1996. Минатомэнерго.
  47. Надежность теплоэнергетического оборудования ТЭС и АЭС. /Под ред. Андрющенко А. И. М: Высшая школа. — 1991.-302 с.
  48. Нормы радиационной безопасности (НРБ-96) Гигиенические нормативы ГН 2.6.1.054 96.2.6.1. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность. Госсанэпиднадзор России М. 1996.
  49. Общая концепция безопасности АЭС с ВВЭР-640. / В. А. Горбаев, М. А. Быков, В. Ф. Ермолаев и др. // Теплоэнергетика, 1995. № 12. С. 14−18.
  50. Об эффективности получения дополнительной мощности на энергоблоках АЭС с ВВЭР/ Р. З. Аминов, В. А. Хрусталев, A.A. Сердобинцев и др.// Атомная энергия.- 1986.- Т.61, Вып.6.- С.397−401.
  51. Об обеспечении и эффективности реализации регулировочного диапазона мощных ВВЭР в перспективных энергосистемах/ Р. З. Аминов, В. А. Хрусталев, A.C. Духовенский и др.// Изв. вузов- Энергетика, 1984. — № 7,C. 66−69.
  52. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций при проектировании, сооружении и эксплуатации (ОПБ-88/92). М, 1992.
  53. Патент 2 050 025. Россия. Система аварийного охлаждения реакторной установки./ Б. А. Гершевич, В. В. Безленкин, В. Ф. Ермолаев и др.
  54. Показатели эффективности атомных установок в энергосистемах. / А. И. Андрющенко, В. Я. Онищенко, А. Б. Дубинин, Е.А. Ларин// Известия вузов СССР Энергетика. -1983.- № 5. — С. 47−51.
  55. Л.С. Структурная надежность энергетических установок. // Теплоэнергетика, 1988. -№ 7. — С. 35−40 .
  56. Практическое руководство по методике оценки эффективности инвестиционных проектов АЭС. М. 1996. Минатомэнерго.
  57. Правила проектирования и изготовления топливных сборок для ядерных установок с реакторами водо-водяного типа. RCC-C, апрель 1984 г. (с дополнениями на сентябрь 1989 г.).
  58. Правила проектирования и сооружения атомных электростанций с водоводяными реакторами 900 Мвт, RCC-P, 4-е издание, сентябрь 1991 г.
  59. Правила проектирования и сооружения систем атомных электростанций с реактором типа PWR-1400 МВт, RCC-P, издание 1, октябрь 1991.
  60. Проект атомной электростанции нового поколения с реакторной установкой ВВЭР-640. / А. Л. Лапшин, И. В. Кухтевич, М. Ф. Рогов и др.// Теплоэнергетика, 1995. № 12. -С.21−26.
  61. Реакторная установка В-320. Проектные материалы. М: ИАЭ им. И. В. Курчатова, 1989 г.
  62. Реакторная установка В-407. Проектные материалы.
  63. Руководство по планированию и организации эвакуации населения при чрезвычайных ситуациях. М. ВНИИГОЧС-1994.
  64. Л.Н. Проблемы проектирования организации строительства АЭС/ Энергетическое строительство, 1988. № 12. -С. 15−17.
  65. Ю.Н., Ушаков И. А. Надежность систем энергетики. М. Энергоатомиздат. 1986. 252 с.
  66. Состояние и перспективы обеспечения безопасности Балаковской АЭС./ П. Л. Ипатов, В. И. Басов, Е. А. Ларин, В. А. Хрусталев. // Безопасность труда в промышленности, 1996, № 8. -С. 34−37.
  67. В.А., Сковородько С. Н. Прекращение эксплуатации АЭС по истечении срока службы// Итоги науки и техники.: Атомная энергетика.-ВИНИТИ, -М.: 1985. -Вып. 4.-124 с.
  68. Техническое задание на разработку технического проекта АЭС в Индии мощностью 2000 Мвт, Киев, 1990.
  69. Техническое задание на АЭС Ляньюньган, приложение 1 к Контракту на технический проект N0 ЬУв №>Р-11−97−002/85−265−47 100, М., 1997.
  70. Технические требования к маневренным характеристикам блоков АЭС с реакторами на тепловых нейтронах типа РБМК, РБМКП и ВВЭР. (проект). М., 1977.
  71. Технико-экномическое обоснование строительства Дальневосточной АЭС. Схема выдачи мощности от 4-х энергоблоков АЭС нового поколения с реакторами средней мощности повышенной безопасности. Отчет института «Дальэнергосетьпроект». Владивосток, 1992.
  72. В.А. Об оптимальном участии блоков ТЭС и АЭС в покрытии переменных графиков нагрузки. // В сборнике «Энерготехн. использ. низкосорт. твердых топлив и защита окруж. среды. Саратов, 1988. С. 104 107.
  73. В.А., Ларин Е. А., Мишин В. Н. Вопросы формирования компенсационных выплат высокорисковыми атомно-энергетическими объектами. // Известия вузов и энергообъединений СНГ 1996. -№ 9,10. — С. 27−31.
  74. В.А., Мишин В. Н., Ларин Е. А. Формирование компенсационных выплат высокорисковыми атомно-энергетическими объектами// Сборник трудов СГТУ, Саратов, 1996.
  75. В.А., Осадчий А. И. Учет специфических особенностей ВВЭР при проектировании энергоблоков АЭС.// Сборник трудов СГТУ, Саратов, 1996.
  76. В.А. АЭС с ВВЭР в энергосистемах: пути режимной адаптации. // Атомная энергия, т.71. вып. 6, 1991. -С. 552−555.
  77. Я.В. Применение дисконтированных затрат для оценки эффективности хозяйственных мероприятий в ядерной энергетике.// Экономика и математические методы.-1984.-Т.20. Вып. 6. С. 1103 — 1112.
  78. Я.В. О цене информации в ядерной энергетике// Атомная энергия. 1984. — Т.57. Вып. 3. — С. 147−153.
  79. Эксплуатационные режимы во до-водяных энергетических реакторов/ Под ред. Ф. Я. Овчинникова. -М.: Атомиздат, 1988. 279 с.
  80. Эффективность создания, корпусных реакторов с естественной циркуляцией./ Р. З. Аминов, В. А. Хрусталев, А. Э. Борисенков, А. С. Духовенский. / Атомная энергия, т. 69. вып. 4. октябрь 1990. -С. 207−211.
  81. Ermolaev V."VVER-640: Status and Constraction», JAIF-Minatom Seminar On Future Light Water Reactor, Japan, Tokyo, January 22−24, 1996.
  82. V.G., Afrov A.M., Rogov M.F., Ermolaev V.F., Molchanov A.V., «WWER-640 Reactor Plants Basic Design Features», International Seminar New generation Nuclear Power Plants. Poland. Warsawa, September 25−27, 1996.
  83. V., «VVER-640 Capitalising on Passive Features». Nuclear Engineering International, October, 1996.
  84. Russian-German Seminar on R&D Programs on Severe Accidents to Support the Design and Safety Assessment «of the Reactor Concept WWER-640/407, Russia. Moscow, September 16,1996.
  85. OECD/CSNI Workshop on In-Vessel Core Debris Retention and Coolability, TUM Munich-Garching, March 3−6, 1998.
  86. Johnson F.T. Modular Constraction Approgch for Advanced Nuclear Plauts- Conway L.E. Stewart W.A. Ptewart W.A. Passive Containment Colliny for Advanced PWR. Trans, of ANS.-1988.-v.57pl91−193.
  87. Brewer Sheldy T. C-E/s Advanced PWR for 1990sU Nucl.Eleeg. Vint-1987−32.-N 398.- c.59−60.
  88. Sizewell B Power Station. Technical outline, 1995. Nuclear Electric. Suffolk.
Заполнить форму текущей работой

На отлично!