Оптимизация параметров, схемных решений и режимов работы теплосиловой части АЭС с водоохлаждаемыми реакторами тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, доктор технических наук Кругликов, Петр Александрович

• Кругликов, Петр Александрович
• доктор технических наук
• 2004

Оглавление диссертации доктор технических наук Кругликов, Петр Александрович

ВВЕДЕНИЕ.

Глава 1 РАЗРАБОТКА МЕТОДИЧЕСКИХ ПОЛОЖЕНИЙ КОМПЛЕКСНОЙ ОПТИМИЗАЦИИ ПАРАМЕТРОВ ЭНЕРГООБОРУДОВАНИЯ НА ОСНОВЕ СОВРЕМЕННЫХ ТЕХНИКО-ЭКОНОМИЧЕСКИХ КРИТЕРИЕВ.

1.1 .Энергетическая ситуация в России и атомная энергетика.

1.2 Краткий обзор методических подходов к оптимизации параметров АЭС.

1.3 Вопросы оптимизации параметров и особенности обоснования профиля оборудования энергоблоков АЭС.

1.3.1.Комплексный подход применительно к задачам оптимизации АЭС.

1.3.2. Об особенностях расчета влажнопаровых турбин АЭС.

1.4. Методические положения технико-экономического обоснования технических решений в современных условиях.

1.5 Выводы.

Глава 2. РАЗРАБОТКА МЕТОДИКИ ПО ИССЛЕДОВАНИЮ ВЛИЯНИЯ РЕЖИМНЫХ ФАКТОРОВ НА ОПТИМИЗАЦИЮ ПАРАМЕТРОВ И ВЫБОР СТРУКТУРЫ ТЕПЛОВОЙ СХЕМЫ АЭС С ВОДО-ОХЛАЖДАЕМЫМИ РЕАКТОРАМИ.

2.1 Анализ режимов эксплуатации и прогнозов развития как факторов влияющих на выбор оборудования АЭС.

2.2 Методика учета режимных факторов при технико-экономическом анализе.

2.3 Математическая модель расчета турбоустановки АЭС на частичные нагрузки.

2.4. Оценка точности модели.

2.5 Выводы.

Глава 3. ИССЛЕДОВАНИЕ ЦЕЛЕСООБРАЗНОСТИ ВВЕДЕНИЯ НАЧАЛЬНОГО ПЕРЕГРЕВА ПАРА НА АЭС С ВОДООХЛАЖДАЕ

МЫМИ РЕАКТОРАМИ.

3.1. Начальный перегрев пара на АЭС с ВВЭР.

3.1.1. Исходные положения для анализа.

3.1.2. Влияние начального перегрева на показатели АЭС с реакторами типа ВВЭР-1000.

3.1.3. Определение эффективности энергоблоков с реакторами ВВЭР-1000 и прямоточным парогенератором при учете интегральной экономичности.

3.2. Начальный перегрев пара в канальных реакторах.

3.2.1.Основные технико-экономические показатели.

3.2.2.Совершенствование схем канальных реакторов с начальным перегревом пара и перспективные направления исследований.

3.3 Выводы.

Глава 4. ОПТИМИЗАЦИЯ НАЧАЛЬНЫХ ПАРАМЕТРОВ ПАРА И

ТЕМПЕРАТУРЫ ПИТАТЕЛЬНОЙ ВОДЫ.

4.1. Выбор начального давления пара и температуры питательной воды на АЭС с ВВЭР-1000 и горизонтальным парогенератором.

4.2. Обоснование применения вертикальных парогенераторов.

4.3. Оптимизация системы регенерации турбоустановки АЭС с реактором ВВЭР-1 ООО и вертикальным парогенератором.

4.4. Оптимизация параметров АЭС с водографитовыми канальными реакторами.

4.5. Исследование возможностей унификации структуры тепловых схем и профиля вспомогательного оборудования для АЭС с водоохлаждаемыми реакторами.

4.6. Выводы.

Глава 5. ИССЛЕДОВАНИЕ ОПТИМАЛЬНЫХ ХАРАКТЕРИСТИК

ПЕРСПЕКТИВНЫХ ЭНЕРГОБЛОКОВ С РЕАКТОРАМИ ВВЭР.

5.1. Выбор основных параметров термодинамического цикла для энергоблока с ВВЭР-1500.

5.2. Определение структуры тепловой схемы энергоблока с ВВЭР

1500.

5.3. Выбор параметров теплосилового цикла для АЭС с реактором повышенной безопасности тепловой мощностью 1800 МВт.

5.4 Выводы.

Глава 6. РАЗРАБОТКА КОМПЛЕКСА ТЕХНИЧЕСКИХ РЕШЕНИЙ

ПО СОВЕРШЕНТВОВАНИЮ ЭКСПЛУАТАЦИОННЫХ ХАРАКТЕРИСТИК ДЕЙСТВУЮЩИХ АЭС.

6.1. Выбор унифицированного поверхностного подогревателя низкого давления.

6.2. Разработка предложений по реконструкции бойлерных установок турбин К-500-65/ 3000.

6.3. Оптимизация схемы и повышение эксплуатационной надежности деаэрационно-питательной установки.

6.4.Повышение надежности и экономичности работы конденсатного тракта турбоустановки К-500-65/ 3000.

6.5. Использование насосов с гидротурбинным приводом в схемах турбоустановок АЭС.

6.6. Повышение надежности и ремонтопригодности систем промежуточной сепарации и перегрева пара.

6.7. Исследование вариантов перепрофилирования АЭС с реактором ВВЭР-1000 в энергоблоки на органическом топливе.

6.8 Выводы.

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ И РЕКОМЕНДАЦИИ.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Оптимизация параметров, схемных решений и режимов работы теплосиловой части АЭС с водоохлаждаемыми реакторами»

Предлагаемое исследование посвящено изучению закономерностей, сопутствующих некоторым периодам из жизненного цикла атомных электрических станций (АЭС). В частности, в диссертации разрабатываются расчетные обоснования методов оптимизации и проектирования АЭС с водоохлаждаемыми реакторами, а также некоторые вопросы по совершенствованию эксплуатации, технического обслуживания, ремонта действующих атомных станций.

Областью исследований явилась разработка методов расчета технологических процессов на АЭС, проведение технико-экономических, тепловых и гидравлических расчетов с целью оптимизации характеристик АЭС, повышения надежности и эксплуатационных показателей их оборудования и систем.

Сразу после перехода из экспериментальной стадии в промышленную атомная энергетика развивалась чрезвычайно динамичными темпами. Немногим более чем за 30 лет развития она заняла существенный сегмент энергопроизводящих мощностей страны (-11 %). В подавляющей своей основе развитие атомной энергетики в СССР осуществлялось на основе водоохлаждаемых реакторов типа РБМК и ВВЭР. После почти 15-летней паузы, вызванной событиями в Чернобыле, общей дестабилизацией экономики России после ликвидации СССР и изменения системы экономических отношений в стране, атомная энергетика может оказаться востребованной в принципиально новых качественных и количественных параметрах. Основные требования, предъявляемые к ней, и задачи, которые ядерные технологии должны решить на современном этапе и в долгосрочной перспективе, изложены в проекте «Основные положения энергетической стратегии России на период до 2020 года» М. 2002, «Программе развития атомной энергетики Российской Федерации на 1998 -2005 годы и на период до 2010 года», утвержденной постановлением Правительства РФ 21.07.1998 года и «Стратегии развития атомной энергетики в первой половине XXI века» М. 2001, разработанной Министерством Российской Федерации по атомной энергии. Реализация основных положений указанных документов предусмотрена Федеральной целевой программой «Энергоэффективная экономика на 2002 - 2005 годы и на перспективу до 2010 года» и в ее составе подпрограммой «Безопасность и развитие атомной энергетики Российской Федерации на 2002 - 2005 голы и на перспективу до 2010 года».

Сформулирована задача постепенного перехода к крупномасштабной атомной энергетике. Из основных принципов, параметров и характеристик, присущих крупномасштабной атомной энергетики и описанных в указанных документах, необходимо выделить те, которые имеют непосредственное отношение к данной работе и делают ее актуальной.

В стране с 2001 года начинается наращивание атомных мощностей, которое является следствием ряда объективных факторов:

- Ожидаемого внутреннего роста энергопотребления;

- Ограниченности запасов и прогнозного резкого удорожания органического топлива;

• Необходимости диверсификации энергопроизводства (дегазация) для обеспечения энергетической безопасности страны;

• Требований повышения экологической безопасности;

- Необходимости наращивания экспортного потенциала и освоения новых рынков атомной энергетики (Азия, Африка, Латинская Америка);

- Востребованности ядерных технологий, которые на современный период остаются основой обороноспособности России.

Наращивание атомных мощностей выражается в продлении ресурса и совершенствовании эксплуатационных характеристик блоков АЭС первых поколений, активной достройке блоков повышенной готовности с одновременным улучшением и модернизацией их проектных показателей и систем, проектировании перспективных блоков нового поколения.

С учетом роли атомной энергетики в общеэнергетическом балансе страны, масштабе капиталовложений при сооружении и поддержании в надежной эксплуатации энергоблоков АЭС и стоимостных объемов производимой АЭС продукции - чрезвычайно важной является предпроектная оптимизация термодинамических и конструктивных параметров и правильный выбор основных характеристик и профиля тепломеханического оборудования. Оптимизация термодинамических и конструктивный характеристик оборудования при проектировании мощного энергоблока позволяет сократить капиталовложения или получить экономию в процессе эксплуатации, исчисляемые десятками миллионов долларов. Особенно важными представляются разработка и корректное использование оптимизационных методов, критериев и моделей в условиях перехода к новым рыночным условиям хозяйствования и реформы экономических отношений.

Не менее важными являются проблемы, возникающие на действующих АЭС, связанные с повышением надежности, экономичности тепломеханического оборудования и совершенствованием режимов его эксплуатации. И в период стагнации в развитии атомных мощностей и на современном этапе не прекращаются работы на действующих АЭС по повышению их надежности, улучшению технико-экономических характеристик оборудования и совершенствованию режимов его работы, унификации технических решений.

Таким образом, представляется актуальной задача по выбору основных параметров и структуры тепловых схем АЭС с' водоохлаждаемыми реакторами с учетом, как традиционных технико-экономических критериев, так и особенностей переходной экономики, возможности участия АЭС в регулировании нагрузки энергосистем и унификации комплектующего оборудования, модернизации систем и режимов работы тепломеханического оборудования с целью повышения его экономичности и надежности. В работе обобщены результаты оптимизационных исследований, выполненных автором для энергоблоков, находящихся в настоящее время в эксплуатации, а также для перспективных энергоустановок АЭС. Тема диссертации непосредственно связана с направлением научных работ, выполняемых в НПО ЦКТИ в последние десятилетия по разработке и совершенствованию профиля оборудования АЭС.

Цель работы Разработка научных и методических основ, а также практических рекомендаций по оптимизации параметров и совершенствованию характеристик оборудования, компонентов и систем АЭС,обоснование мероприятий по повышению их надежности, экономичности и маневренности. Достижение указанной цели создает условия для повышения эффективности действующих и создания новых АЭС повышенной безопасности и конкурентоспособности.

Указанная цель достигается решением следующих задач исследования: - Обоснование оптимальных параметров термодинамического цикла и структуры тепловой схемы действующих и перспективных АЭС с водоохлаждаемыми реакторами;

- Выбор оптимальных характеристик и профиля оборудования АЭС на основе разработки методических положений технико-экономического анализа с учетом особенностей переходной экономики, а также возможности привлечения АЭС к регулированию графиков нагрузки энергосистем;

Разработка и внедрение рекомендаций по модернизации систем, совершенствованию эксплуатационных характеристик и режимов работы действующего и проектируемого оборудования АЭС для повышения его надежности, экономичности, маневренности и возможной унификации.

Научная новизна и основные положения диссертации» выносимые на защиту. В целом представленная работа содержит новые научно обоснованные результаты, полученные методами системного подхода, вычислительного эксперимента, математического моделирования и комплексного анализа процессов. Значительная часть полученных результатов и сделанных рекомендаций получили экспериментальное подтверждение в процессе эксплуатации действующих I энергоблоков. Результаты являются новыми в решении важной научно-технической проблемы повышения надежности, экономичности и маневренности тепломеханического оборудования АЭС.

При этом получены следующие новые научные результаты:

- Разработаны методические положения применимости основных технико-экономических критериев для обоснования выбора термодинамических и конструктивных параметров оборудованияАЭС в условиях экономики переходного типа;

- Разработана методика учета режимных факторов с привлечением интегральной экономичности для технико-экономического анализа профиля энергоблоков АЭС с водоохлаждаемыми реакторами. Выявлено существенное влияние учета режимных факторов на результаты оптимизации тепловых схем АЭС;

- Обоснован выбор оптимальных параметров термодинамйческого цикла для находящихся в эксплуатации энергоблоков с реакторами РБМК-1000 и ВВЭР-1000. Выполнена оптимизация основных параметров и структуры тепловой схемы для перспективных энергоблоков повышенной мощности и безопасности, включая оценку возможности и целесообразности введения начального перегрева пара на АЭС с водоохлаждаемыми реакторами.

- Разработана математическая модель расчета турбоустановки, позволяющая учесть ряд специфических факторов, влияющих на экономичность влажнопаровых турбин, а также режимы их работы на частичных нагрузках. Указанная модель явилась основой для исследования тепловых схем в широком диапазоне термодинамических параметров и стоимостных показателей и выдачи рекЪмендациЙ по выбору оптимальных характеристик и профилю тепломеханического оборудования; • Предложен ряд технических решений по модернизации систем и оборудования АЭС: конденсатно-питательного тракта; деаэрационно-питательной установки; промежуточной сепарации и перегреву пара; теплофикационной установки; теплообменного и насосного оборудования - с целью повышения надежности, экономичности и совершенствованию режимов работы энергоблоков, а также возможности унификации их оборудования. Все предложенные решения имеют технико-экономическое обоснование.

Практическая ценность и реализация результатов работы. Практическая ценность и значимость диссертационной работы состоит в том, что результаты расчетных исследований внедрены и используются в практике эксплуатации ряда АЭС России и стран ближнего зарубежья, в проектных организациях и заводах-изготовителях энергетического оборудования.

Реализованы следующие разработки и результаты исследований, выполненные лично автором, под его руководством и в соавторстве:

- Обоснованы начальные параметры пара и питательной воды для энергоблоков с реакторами РБМК-1000, ВВЭР-1000;

- Применительно к энергоблокам с ВВЭР-1000 обоснована эффективность применения вертикальных парогенераторов насыщенного пара с экономайзерным участком;

- Даны рекомендации по выбору оптимальной температуры питательной воды и начальных параметров теплосилового цикла для различных модификаций основного оборудования энергоблока (вертикального парогенератора с выделенным экономайзерным участком, прямоточного парогенератора, парогенератора с выделенным перегревательным участком). Результаты этих исследований вошли в технико-экономическое обоснование энергоустановки с ВВЭР-1000 и вертикальным парогенератором, выполненное ПО "Ижорский завод", эскизные и технические проекты прямоточного парогенератора Подольского машиностроительного завода; • Основные технические решения и результаты оптимизации параметров применительно к перспективному энергоблоку с ВВЭР-1500 использованы в технико-экономических исследованиях НПО "Энергия", эскизных и технических npoeicrax оборудования, разработанных Подольским машиностроительным заводом, В НИНАМ и ОАО ЛМЗ;

- Рекомендации по выбору унифицированного поверхностного ПНД (ПН-3200) реализованы при серийном производстве ПНД на ОАО "Таганрогский котельный завод" применительно к турбинам К-1000-60/3000 ОАО ЛМЗ;

- Технические предложения пб обоснованию реконструкции конденсатного тракта, повышению эксплуатационной надежности деаэрационно-питательной установки с различной степенью полноты реализованы на ряде энергоблоков Ленинградской, Курской. Смоленской, Игналинской, Южно-Украинской, Волгодонской АЭС;

- Использование псрспе!сгивного технического решения по насосной закачке конденсата греющего пара СПП в напорную линию питательных насосов нашло свое применение на ряде энергоблоков с реакторами ВВЭР-1000 (Южно-Украинская, Хмельницкая, Ровенская, Калининская АЭС), включая и экспортные поставки отечественных АЭС за рубежом;

- Обеспечение повышения надежности систем ПСПП и совершенствование условий проведения ремонта на базе разработки пусковых алгоритмов и модернизации схемы обвязки реализовано на ЛАЭС.

Достоверность и обоснованность результатов работы обусловлены применением современных методов постановки и решения теплотехнических задач, методов математического моделирования и оптимизации с привлечением ПЭВМ, современных методов оценки эффеюпвности инвестиционных проектов и технико-экономических исследований. Для решения поставленных задач использовалась прошедшая многократную апробацию в различных организациях математическая модель турбоустановки. Полученные результаты сопоставительных расчетов с заводскими проектами и результатами испытаний позволяют высоко оценить работоспособность модели и считать ее точность удовлетворяющей требованиям, предъявляемым к оптимизационным моделям АЭС. Значительная часть выводов и рекомендаций работы подтверждена положительными результатами, внедренными и используемыми в течение длительного времени в практике работы ряда АЭС.

Личный вклад автора.

Анализ состояния проблемы, формирование концепции комплексной оптимизации параметров теплосилового цикла АЭС с водоохлаждаемыми реакторами, постановка задач исследования.

Разработка методов и критериев оптимизации с учетом реальных возможностей технико-экономического обоснования при переходе к рыночным условиям хозяйствования и неопределенности исходной информации.

Разработка методологии учета интегральной экономичности энергоблоков АЭС при выборе параметров и профиля оборудования.

Непосредственное участие в разработке алгоритмов и математических моделей, с создании расчетных программ.

Проведение расчетных исследований, обработка, анализ, интерпретация и обобщение полученных результатов.

Выработка практических рекомендаций по параметрам термодинамического цикла, составу тепловой схемы и профилю оборудования для АЭС с водоохлаждаемыми реакторами различных типов.

Внедрение результатов расчетных исследований и рекомендованных технических решений на энергоблоках АЭС с целью повышения их надежности, экономичности, маневренности и ремонтопригодности.

Апробация работы. Основные результаты работы докладывались и обсуждались на семинарах и секциях научно-технического совета НПО ЦКТИ в 1975 - 2003 г.г. (г. С.Петербург), на отраслевых совещаниях и заседаниях секций научно-технического совета Министерства тяжелого, транспортного и энергетического машиностроения в 1975-1992 г.г. (г. Москва); на отраслевом семинаре «Инженерные и экономические аспекты ядерной энергетики» (г. Москва, НИКИЭТ, 1975г.), на межвузовских научных семинарах по повышению эффективности и оптимизации теплоэнергетических установок (г.Саратов, СПИ, 1983, 1989, 1997г.г.): на Всесоюзном научно-техническом семинаре «Опыт эксплуатации и перспективы дальнейшего развития паротурбинного оборудования АЭС» (г. Удомля. Калининская АЭС. 1984г.): на Всесоюзном семинаре «Методы комплексной оптимизации установок по преобразованию тепловой и атомной энергии в электрическую» (г.Иркутск, СЭИ, 1985г.); Международном форуме «Наша общая окружающая среда» (г. С. Петербург, 1992г.), конференции «Направления развития электростанций Украины» (г.Донецк, 1992г.), научно-техническом совещании «Нетрадиционная электроэнергетика - проблемы и перспективы развития» (п.Дивноморск, 1993г.), научно-практической конференции «Совершенствование теплотехнического оборудования электростанций» (г.Екатеринбург, 1995г.), научно-техническом совещании «О рациональных схемах технического перевооружения энергоблочного оборудования» (г.Заинск, 1996г.), научно-технической конференции «Проблемы энергосбережения» (г.Алушта, 1996г.), международных энергетических форумах (Болгария, г.Варна 1997, 1999г.г.), Всероссийском совещании «Проблемы технического перевооружения и продления ресурса турбинного оборудования электростанций» (г.С.Петербург, 1999г.), научно-технической конференции «Перспективы и проблемы развития атомной энергетики России и ряда государств бывшего СССР на пороге XXI века» (г.С.Петербург, 1999г.), Юбилейной научно-технической конференции СЗПИ (г.С.Петербург, 2000г.), Научном Совете по проблемам теплоэнергетики и энергомашиностроения Санкт-Петербургского 1 научного центра РАН (г.С.Петербург, 2001г.), 7-ой научно-практической конференции «Энергосбережение. Технология сервиса энергооборудования» (г.С.Петербург, 2001г.), научно-практической конференции «Экономика энергосбережения» (г.Москва, 2002г.), Всероссийском научно-практическом семинаре «Обеспечение работы энергооборудования ТЭС и АЭС после сверхдлительной эксплуатации» (г.С.Петербург, 2002г.), Всероссийской научно-технической конференции «Перспективы участия атомной энергетики в решении энергетических проблем российских регионов (г.С.Петербург, 2003г.).

Опубликованность результатов. Автором лично и в соавторстве опубликовано более 70 работ по проблемам энергетики и энергомашиностроения, в том числе основное содержание выполненных исследований и практических разработок непосредственно по теме диссертации изложено в 51 публикациях, из них 3 авторских свидетельства на изобретения и 2 учебных пособия.

Необходимо отметить, что некоторые методологические положения, используемые в диссертации применительно к оптимизации и исследованию АЭС, были получены при разработке и исследовании критериальных зависимостей технико-экономического анализа, в работах, выполненных в соавторстве, посвященных проблемам общей энергетики, промышленной энергетики и энергосбережению. Указанное обстоятельство свидетельствует о том, что постановка и решение технико-экономических оптимизационных задач в разных областях энергетики имеют много общего.

Постановка задачи, результаты исследований и выработанные рекомендации являются результатом выполнения многочисленных бюджетных и договорных работ, выполненных автором лично и в соавторстве за время работы в НПО ЦКТИ в период 1971-2003 г. г.

Заказчиками исследований являлись Министерство энергетического машиностроения, Минсредмаш, Минэнерго, концерн «Росэнергоатом» и подведомственные им организации: исследовательские и проектные институты, а также заводы изготовители оборудования и АЭС.

Огромную признательность и благодарность за постоянную помощь на различных этапах своей работы и научного становления автор выражает безвременно ушедшим из жизни профессорам, докторам технических наук Н.М.Кузнецову, Л.П.Сафонову, В.А.Иванову.

Постоянное внимание к работе, ценные советы и замечания автор получал от профессоров д.физ.-мат.н. Ю.К.Петрени, д.т.н. А.В.Судакова, д.т.н. Л.А.Хоменка, д.т.н. З.Ф.Каримова.

Автор благодарит своих коллег, сотрудников НПО ЦКТИ Смолкина Ю.В., Гринмана М.И., Федера Е.В., Шлемензона К.Т., Буровникова Г.А., Суворова П.П., Шабуна Я.Б., Бажанова В.В., Дубилета С.Л. и многих других за сотрудничество на разных этапах работы.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Кругликов, Петр Александрович

Основные результаты и рекомендации

В диссертационной работе отражены результаты многолетней работы автора в области разработки и обоснований методов проектирования и расчета технологических процессов АЭС с водоохлаждаемыми реакторами с целью оптимизации их характеристик, повышения надежности оборудования и систем. Выполнен и реализован на практике комплекс работ, содержащих совокупность новых научных и методических положений по оптимизации параметров, схемных решений и режимов работы теплосиловой части АЭС, позволяющий повысить их экономичность, надежность, маневренность, улучшить условия эксплуатации и технического обслуживания.

1. Разработаны методические положения комплексной оптимизации взаимосвязанных параметров термодинамического цикла водоохлаждаемых АЭС на основе современных технико-экономических критериев в условиях неполноты исходной стоимостной информации и особенностей переходной экономики.

2. Проведен анализ режимов эксплуатации ряда АЭС с водоохлаждаемыми реакторами и прогнозов развития ядерной энергетики в мире и в России на перспективу. Показано, что требование участия АЭС в регулировании мощности энергосистем является объективным фактором, технически реализуемым и требующим учета режимных факторов на стадии предпроектной оптимизации параметров АЭС.

3. Разработана методика учета режимных факторов, отражающая влияние показателей экономичности на частичных нагрузках на выбор вариантов АЭС при технико-экономическом анализе. Установлено существенное влияние режимных факторов на результаты оптимизации параметров и структуры тепловых схем АЭС.

4. Предложены методы по определению потерь от влажности во влажнопаровых турбинах АЭС с учетом различных режимов их работы, с учетом дополнительных потерь в зоне малых степеней влажности (зоне Вильсона) и условий внутреннего влагоудаления.

5. Разработана математическая модель расчета турбоустановок на частичные нагрузки, отражающая ряд особенностей, обусловленных спецификой работы влажнопаровых турбоустановок АЭС в регулировочном диапазоне. Проверка работоспособности модели и совпадение результатов расчета с данными испытаний позволяют считать ее точность удовлетворяющей требованиям, предъявляемым к оптимизационным моделям.

6. Проанализированы проблемы, связанные с введением начального перегрева пара на АЭС с водоохлаждаемыми реакторами. Определены условия, при которых начальный перегрев пара возможен и целесообразен. Предложены оптимальные решения по тепловым схемам АЭС с начальным перегревом пара.

Применительно к АЭС с реактором ВВЭР определены оптимальные величины начального перегрева пара и сопряженных с ним параметров термодинамического цикла. Сформулированы условия применимости прямоточных парогенераторов слабо перегретого пара, определенные с привлечением показателей интегральной экономичности.

Для канальных водоохлаждаемых реакторов оценено влияние начального перегрева на топливную составляющую стоимости электроэнергии. Определены условия, при которых введение начального перегрева пара является целесообразным. Предложен ряд новых технических решений по оптимизации структуры тепловой схемы и составу оборудования, повышающих конкурентоспособность энергоблоков с канальным реактором при введении начального перегрева пара.

Даны рекомендации по перспективным направлениям исследований в части повышения начальных параметров пара на АЭС с легководными реакторами.

7. Выполнена комплексная оптимизация основных параметров термодинамического цикла применительно к АЭС с реакторами типа ВВЭР и РБМК. Определены оптимальные начальные параметры цикла применительно к различной комплектации энергоблока основным оборудованием.

Выявлены зоны конкурентоспособности различных типов парогенераторов применительно к блокам с ВВЭР в зависимости от их стоимостных показателей. Определены зоны оптимальных значений начального давления и температуры питательной воды для энергоблоков при различных модификациях основного оборудования машзала. Обоснованы термодинамические и технико-экономические преимущества использования вертикального парогенератора насыщенного пара с выделенным экономайзерным участком. Выявлена необходимость учета показателей интегральной экономичности при выборе оптимальных решений по тепловой схеме и составу оборудования. Определена оптимальная структура схемы регенерации турбоустановки.

Определены зоны оптимальных значений параметров по начальному давлению и температуре питательной воды для энергоблока с канальным реактором РБМК-1000.

8. Исследованы возможности унификации структуры тепловых схем и профиля вспомогательного оборудования для АЭС с водоохлаждаемыми реакторами. Разработаны рекомендации для создания единой принципиальной тепловой схемы для различных энергоблоков с водоохлаждаемыми реакторами , позволяющие упростить схемные решения, уменьшить металлоемкость и стоимость комплектующего оборудования и создать предпосылки для его широкой унификации.

9. Показано, что при определенных условиях предлагаемые решения по унификации могут быть применены и для энергоблоков АЭС с водоохлаждаемыми реакторами повышенной мощности ВВЭР-1500 и

РБМК-1500. В этом случае может быть также получен значительный эффект по снижению металлоемкости и унификации вспомогательного оборудования практически без потерь экономичности.

10. Методами вычислительного эксперимента обоснованы прогнозные характеристики и профиль оборудования для перспективного энергоблока с реактором ВВЭР-1500. Рекомендованы основные параметры и структура тепловой схемы. Рассчитано влияние изменения различных термодинамических и конструктивных параметров на величину электрической мощности энергоблока.

Даны рекомендации для повышения технико-экономических показателей перспективного энергоблока с ВВЭР-1500 и намечены пути их реализации. Исследовано изменение характеристик энергоблока при работе в регулировочном диапазоне, а также при использовании прямоточных парогенераторов слабоперегретого пара. Даны рекомендации по выбору основного оборудования энергоблока, оптимальной структуре тепловой схемы и комплектующему оборудованию.

11. Проведены предпроектные исследования по определению оптимальных параметров теплосилового цикла для АЭС с реактором повышенной безопасности тепловой мощностью 1800 МВт. Определены зоны оптимальности для начального давления цикла и температуры питательной воды. Даны рекомендации по улучшению технико-экономических показателей блока.

12. Разработаны и внедрены технические решения по модернизации оборудования действующих АЭС, способствующие повышению надежности и экономичности работы энергоблоков, повышению их маневренности и ремонтопригодности. В частности, предложены и внедрены следующие способы совершенствования эксплуатационных характеристик тепломеханического оборудования АЭС: г

- Определена оптимальная величина поверхности нагрева унифицированного подогревателя низкого давления. Подогреватель внедрен на всех действующих турбоустановках К-1000-60/3000 и поставляется на строящиеся энергоблоки с реактором ВВЭР-1000.

- Даны рекомендации по модернизации бойлерных установок турбин К-500-65/3000 и оптимизации схем их включения и обвязки. Следствием предлагаемых рекомендаций является сокращение количества и металлоемкости теплообменных аппаратов и увеличение электрической мощности турбоустановки.

- С целью повышения надежности работы деаэрационно-питательной с. установки и снижения вероятности аварийных остановов турбины даны рекомендации и на ряде блоков внедрены технические решения по реконструкции деаэраторов, схем их обвязки и линий рециркуляции питательных и аварийно-питательных насосов.

- Даны рекомендации по совершенствованию работы конденсатно-питательного тракта турбоустановок К-500-65/3000. Проведенная модернизация оборудования позволила гарантировать повышение надежности работы конденсатного тракта при одновременном снижении потребляемой мощности собственных нужд.

- Применительно к энергоблокам с реактором РБМК-1000 предложена и реализована реконструкция схемы обвязки системы сепарации и промежуточного перегрева пара, позволяющая внедрить новые алгоритмы пускоремонтных режимов, благодаря чему повышаются показатели надежности, экономичности энергоблока и ремонтопригодности системы промежуточной сепарации и перегрева. г- Предложено и обосновано использование в схемах турбоустановок АЭС насосов с гидротурбинным приводом. Более чем десятилетний опыт эксплуатации указанных насосов на энергоблоках с реакторами ВВЭР

1000 подтвердил их высокую надежность и повышение экономичности энергоблока в целом.

13. На примере предполагаемой Крымской АЭС рассмотрена задача перепрофилирования ее в электростанцию на органическом топливе, возникающая в случае приостановки строительства. Даны рекомендации по максимально возможному использованию «атомного» оборудования для ВВЭР-1000. Даны рекомендации по наиболее реалистичным вариантам перепрофилирования и произведено их ранжирование по ряду экономических показателей.

14. Все проектные решения, базирующиеся на представленных в диссертации научных результатах, имеют технико-экономическое обоснование и нашли практическую реализацию в проектах перспективных отечественных АЭС с водоохлаждаемыми реакторами, в проектах модификаций их основного и комплектующего оборудования, а также в обосновании реконструкции систем и модернизации оборудования действующих АЭС на территории СНГ.

15. Выполненные исследования показывают, что расчетное моделирование и предпроектная оптимизация основных технологических процессов, параметров и характеристик тепломеханических систем и оборудования являются одним из приоритетных способов научно обоснованного выбора оптимальных путей развития АЭС с водоохлаждаемыми реакторами, обеспечения необходимого уровня их надежности и экономичности.

Список литературы диссертационного исследования доктор технических наук Кругликов, Петр Александрович, 2004 год

1. Абагян А.А., Батуров Б.Б., Болдырев В.М. и др. Использование ядерного топлива для покрытия переменной части графика энергетической нагрузки энергосистем.//Атомные электрические станции. М.: Энергоатомиздат, 1983, вып.6,с.4-10.

2. Абагян А.А., Матвеев А.А., Игнатенко Е.И., Пшеченкова Т.В. Совершенствование критериев оценки экономичности и эксплуатации АЭС с ВВЭР // Электрические станции, 1983, № 10, с. 15-18.

3. Абрамович А.Д. Питательные насосы мощных блоков США. // НИИ Информ-тяжмаш. Сер. Энергетическое машиностроение. 3-69-6, М.: 1969.

4. Алексеев П.Н., ГагаринскиЙ Л.Ю., Пономарев-Степной Н.Н., Сидоренко В.А. Требования к атомным станциям XXI века. // Атомная энергия 2000. т. 88. вып. 1, с. 3-14.

5. Аминов Р.З. Использование АЭС для работы в переменных режимах на основе теплового аккумулирования. // Изв вузов. Сер. Энергетика, 1982, N 9, с. 53-58.

6. Аминов Р.З. Исследование влияния режимных факторов на оптимальные характеристики паротурбинных установок. //Отчет СПИ № 69004277, Саратов, 1969.

7. Аминов Р.З. Хрусталев В.А., Сердобинцев А.А. и др. Об эффективности получения дополнительной мощности на энергоблоках АЭС с ВВЭР // Атомная энергия, 1986, т. 61, вып. 6, с. 397-401.

8. Аминов Р.З. Оптимизация паротурбинных блоков, проектируемых для работы в переменном режиме. // Автореферат дис. докт. технических наук. Саратов, 1978, с. 41.

9. Аминов Р.З., Гудым А.А., Аминов В.З. Принцип комплексной оптимизации параметров теплоэнергетических установок // Изв. вузов. Сер. Энергетика. 1983, № 2, с. 50-53.

10. Аминов Р.З., Савельев B.C. Оптимальные параметры промперегрева конденсационных блоков, работающих в переменной части графика нагрузок. // Изв. Вузов. Сер. Энергетика, 1976,№ I.e. 59-65.

11. Аминов Р.З., Савельев B.C., Мадоян А.А., Залевский А.Г. Методика оценки влияния маневренности блоков на величину топливных затрат // Изв. вузов. Сер. Энергетика, 1975, № 1, с. 106-110.

12. Аминов Р.З., Хрусталев В.А., Духовенский А.С., Осадчий А.И. АЭС с ВВЭР: режимы, характеристики, эффективность. М.: Энергоатом издат, 1990.263с.

13. Аминов Р.З., Хрусталев В.А., Духовенский А.С. и др. Об обеспечении и эффективности реализации регулировочного диапазона мощных ВВЭР в перспективных энергосистемах. // Изв. вузов. Сер. Энергетика, 1984, Nz 7, с. 66-69.

14. Андреев П.А., Гринман М.И., Смолкин Ю.В. Оптимизация теплоэнергетического оборудования АЭС. М.: Атомиздат, 1975, с. 221.

15. Андрющенко А.И., Аминов Р.З. Оптимизация режимов работы и параметров тепловых электростанций. М.: Высшая школа, 1983, с. 255.

16. Андрющенко А.И., Змачинский А.В., Понятое В.А. Оптимизация тепловых циклов и процессов ТЭС. М.: Высшая школа, 1974. с. 279.

17. Аркадьев В.А. Режимы работы турбоустановок АЭС. М.: Энергоатомиздат, 1986, 263 с.

18. Арсеньсв Ю.Д. Инженерно-экономические расчеты в обобщенных переменных. М.: Высшая школа, 1979, с. 215.

19. Атомные станции России. М.: Росэнергоатом 2002 г., с. 104.

20. Бартлетт Р.Л. Тепловая экономичность и экономика паровых турбин. М-Л.: Гос-энергоиздат, 1963, с. 351.

21. Батов В.В., Корякин Ю.И. Экономика ядерной энергетики. М.: Атомиздат, 1969, с. 400.

22. Батуров Б.В., Корякин Ю.И., Наумов Ю.В. и др. Комплексная оптимизация АЭС с водографитовыми реакторами. // Атомная энергия, 1978, т. 45, вып. 2, с. 9198.

23. Бачило Л.Л., Барский М.Л., Гринман М.И., Кругликов П.А. Оптимизация параметров и структуры тепловой схемы блока АЭС с реактором РБМКП-2400. Л.: Труды ЦКТИ, 1979, вып. 174, с. 35-41.

24. Бачило Л.Л., Пискарсв А.А., Гринман М.И., Кругликов П.А. Снижение металлоемкости и сокращение номенклатуры оборудования турбоустановок энергоблоков с реакторами типа ВВЭР-1000. // Труды ЦКТИ, 1982, вып. 198, с. 23-30.

25. Бачило Л.Л., Терентьев И.К., Гринман М.И., Кругликов П.А. Тепловая схема турбоустановок АЭС мощностью 1000 МВт. // Теплоэнергетика, 1982, № 4, с. 24-27.

26. Беляев Л.С., Ханаев В.А., Волкова Е.Д. Пути повышения маневренности и рациональная структура маневренных электростанций ЕЭЭС СССР в период до 2010-2020 г.г. // Отчет СЭИ, Иркутск, 1983, с. 165.

27. Бсркович В.М., Горохов В.Ф., Татарников В.П. О возможности регулирования мощности энергосистемы с помощью АЭС. // Теплоэнергетика, 1974, № 6, с. 1619.

28. Будняцкий Д.М., Ицковский М.А., Моисеева Л.М., Кругликов П.А., Сафонов Л.П. Некоторые проблемы и направления совершенствования оборудования тепловых электростанций. // Тяжелое машиностроение, 1997, с. 4-7.

29. Вертикальный парогенератор слабоперегретого пара мощностью 250 МВт для установки ВВЭР-1000.// Техническое задание B.08.B1632.00.000T3, ВНИИАМ, 1982.

30. Викторовский В.В., Гринман М.И., Шлемензон К.Т. Исследование насосов с гидротурбинным приводом в схемах турбоустановок АЭС. // Труды ЦКТИ, 1994, вып. 278, с. 71-76.

31. Викторовский В.В., Дубинская Т.К., Яковлева Т.К. Конденсатный насос сепаратора пароперегревателя турбоустановок АЭС. // Труды ЦКТИ, 1984, вып. 213, с. 38-48.

32. Владимирский О.В., Гринман М.И., Гильде Е.Э., Кругликов П.А., Скрипник В.А. Исследование вариантов перепрофилирования АЭС с реактором ВВЭР-1000 в энергоблок на органическом топливе. // Труды ЦКТИ, 1994, вып. 278, с. 55-60.

33. Волков А.П., Трофимов Б.А. Режимы работы Кольской АЭС в энергосистеме. // Электрические станции, 1979, № 6, с. 6-8.

34. Волкова Е.А., Волькенау И.М., Макарова А.С. и др. Прогноз конъюнктуры европейских рынков и экспорт электроэнергии из России в Европу. // Энергетик, 2000, № 7, с. 2-6.

35. Волькенау И.М., Волкова Е.А. О режимах работы атомных электростанций в энергосистемах. // Электрические станции, 1978, № 3, с. 7-9.

36. Воронин Л.М. Перспективы развития атомной энергетики России в XXI веке. // Теплоэнергетика, 2000, № 10, с. 14-18.

37. Вульман Ф.А. Расчет тепловых схем мощных паротурбинных установок на быстродействующей электронной вычислительной машине. // Теплоэнергетика, 1963, № 9, с. 2-5.

38. Вульман Ф.А., Хорьков Н.С. Тепловые расчеты на ЭВМ теплоэнергетических установок. М.: Энергия, 1975, с. 198.

39. Выбор параметров тепловой схемы. Расчеты технико-экономических показателей. Технические требования к оборудованию II контура. // Отчет № 107101/023113, НПО ЦКТИ, 1981, с. 39.

40. Выбор характеристик и расчет тепловых схем турбоустановок с водоохлаждаемыми реакторами. РТМ 24.021.16-74. М.: 1974.

41. Ганев И.Х., Лопаткин А.В., Орлов В.В. Радиационный баланс при развитии ядерной энергетики с реакторами БРЕСТ-1200 и ВВЭР-1000. // Атомная энергия, т. 91, вып. 5, ноябрь 2001г., с. 337-343.

42. Гарусов Ю.В., Лебедев В.И., Павлов М.А. и др. Технические предложения по созданию уран-графитового реактора прямоточного с ядерным перегревом пара (УГР-П). // Доклад на НТС ЛАЭС, 2002 г.

43. Гасанов И.К., Будейко С.М., Ананьев А.Н. и др. Оптимизация схемы включения подогревателей сырой воды БРТ. // Труды ЦКТИ, 2002. вып. 285, с. 206-209.

44. Гасанов И.К., Жемчугов В.Г., Ананьев А.Н., Кругликов П.А.и др. Разработка предложений по реконструкции бойлерных установок ЛАЭС. // Труды ЦКТИ. 2002. вып. 285, с. 178-185.

45. Гасанов И.К., Кузнецов А.С. Ананьев А.Н. и др. Повышение надежности и экономичности работы конденсатного тракта турбоустановки К-500-65/3000. // Труды ЦКТИ, 2002, вып. 285, с. 186-190.

46. Гасанов И.К., Кузнецов А.С. Ананьев А.Н. и др. Оптимизация схемы обвязкидеаэрационно-питательной установки и повышение ее эксплуатационной надежности. И Труды ЦКТИ, 2002, вып. 285, с. 202-205.

47. Гельтман А.Э., Будняцкий Д.М., Апатовский JI.E. Блочные конденсационные электростанции большой мощности. М: Энергия, 1964, с. 404.

48. Глебов В.П., Москвичев В.Ф., Симкин Б.П. Вертикальный прямоточный парогенератор для АЭС с ВВЭР // Теплоэнергетика, 1983, № 2, с. 17-20.

49. Головин И.И., Новиков В.В. Работоспособность твэлов при изменении мощности энергетических тепловых реакторов // Атомная техника за рубежом, 1984, №3, с. 3-13.

50. Гольдштейн А.Д., Кругликов П.А., Федер Е.В., Буровников Г.А. Некоторые аспекты повышения надежности тепломеханического оборудования АЭС. // Труды ЦКТИ, 2002, «Атомное машиностроение», вып. 282, с. 75-83.

51. Городков С.Г., Клименко А.В., Кошован Ш., Марина Ю.С. Можно ли удешевить производство энергии, если отказаться от ядерной энергетики. // «Конверсия в машиностроении», № 2, март-апрель 2002. С. 14-26

52. Гринман М.И. Анализ и обоснование параметров тепловых схем блоков АЭС с водоохлаждаемыми реакторами. // Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук. JI.: 1975.

53. Гринман М.И. Разработка тепловой и пусковой схемы АЭС с водографитовым канальным кипящим реактором мощностью 2000 МВт. JI.: 1973. Отчет 021213/07848

54. Гринман М.И., Будняцкий Д.М., Кругликов П.А., Смолкин Ю.В. Основные направления совершенствования турбинного оборудования для ТЭС и АЭС. // Энергомашиностроение, № 7, 1989, с. 2-5.

55. Гринман М.И., Варламов Н.С. Предварительный расчет проточной части турбо-привода питательного насоса для турбин К-1200-65-450/3000, К-750-65/3000. // Техническая записка. Отчет № 049607-023605, НПО ЦКТИ, Л.: 1976.

56. Гринман М.И., Иткин М.С. Отчет о научно-исследовательской работе "Разработка машинного зала АЭС с реактором РБМКП-1200 для ТЭИ энергоблока (часть 1). План-заказ 28.12.285800.Л. 1973

57. Гринман М.И., Иткин М.С., Кругликов П.А. и др. Разработка принципиальной тепловой и пусковой схем энергоустановки с вертикальным парогенератором ПГВ-250 с унифицированным оборудованием машзала. // Отчет НПО ЦКТИ № 023217/023215/0-11067, 1982, с. 114.

58. Гринман М.И., Каширин В.И., Рохлин В.И. и др. Выбор начальных и конечных параметров и температуры питательной воды и конструктивного профиля турбин на 3000 об/мин для энергоблока с реактором ВПБЭР. // Отчет НПО ЦКТИ № 023040/0-14694, Л.: 1990, с. 165.

59. Гринман М.И., Корягин А.В., Кругликов П.А. Разработать программу совместного расчета тепловой схемы и проточной части паротурбинной установки АЭС. // Отчет № 023305/0-11702. Л.: НПО ЦКТИ-ЦНИИКА, 1984, с. 107.

60. Гринман М.И., Кругликов П.А. Выбор параметров тепловой схемы турбоустановки перспективного энергоблока с реактором ВВЭР-1500. // Труды ЦКТИ, Л.: 1985, вып. 225, с. 13-19.

61. Гринман М.И., Кругликов П.А. Выбор структуры тепловой схемы турбоустановки К-1200-65-450/3000 с учетом режимов работы. // Труды ЦКТИ, 1983, вып. 208, с. 3-8.

62. Гринман М.И., Кругликов П.А. Выбор технических характеристик оборудования унифицированной тепловой схемы энергоблоков ВВЭР-1000 с горизонтальными и вертикальными парогенераторами. // Отчет НПО ЦКТИ № 23903/010201, № гос.рег. 79026497, 1979, с. 48.

63. Гринман М.И., Кругликов П.А. Разработка принципиальной тепловой и пусковой схемы и анализ режимов энергоблока с парогенератором ПГВП-250. // Отчет НПО ЦКТИ № 23205/0-11091, 1982, т. 1, с. 58.

64. Гринман М.И., Кругликов П.А. Совершенствование тепловых схем турбоустановок АЭС с ВВЭР. // Тяжелое машиностроение, 1993, № 3, с. 13-14.

65. Кузнецов Н.М., Пискарев А.А., Гринман М.И., Кругликов П.А. К выбору схемы регенерации турбоустановки К-1000-68/1500 для АЭС с вертикальным парогенератором. // Изв. вузов. Энергетика, №11, 1985, с. 53-57.

66. Гринман М.И., Кругликов П.А., Маринич A.M. Атомная энергетическая установка // А.с. 1181437, G 21 Д1/02. Зарегистрировано в Государственном реестре изобретений Союза ССР 22.05.1985.

67. Гринман М.И., Кругликов П.А., Марченко Ю.А., Сачков Ю.С. Пути повышения технико-экономических показателей машинного зала энергоблоков АЭС с ВВЭР. // Труды ЦКТИ, 1990, Л.: вып. 259, с. 3-6.

68. Гринман М.И., Кругликов П.А., Поволоцкий О.Б. и др, Энергетическая установка // А.с. № 431559 M.Kn.G21 1/00. Зарегистрировано в Государственном реестре изобретений Союза ССР 14.02.1974.

69. Гринман М.И., Кругликов П.А. Рохлин В.Е. Исследование параметров тепловых схем энергоблоков АЭС с повышенным противодавлением. // Труды ЦКТИ, 1994. вып. 278, с. 91-94.

70. Гринман М.И., Кругликов П.А., Смолкин Ю.В. Атомная энергетическая установка // А.с. № 401255 М.Кл-G 21 1/00. Зарегистрировано в Государственом реестре изобретений Союза ССР 6.07.1973.

71. Гринман М.И., Кругликов М.А. Туморин А.Б. Выбор оптимальной поверхности нагрева унифицированного подогревателя низкого давления. // Труды ЦКТИ. вып. 199. 1982. с. 135-141.

72. Гринман М.И., Рохлин В.Е., Сачков Ю.С. Обоснование конструктивной схемы и частоты вращения турбоагрегата мощностью 600 МВт для реактора ВПБЭР. //

73. Отчет НПО ЦКТИ № 041030/0-14864. Л.: 1991, с. 50.

74. Гусев В.Н., Розова В.И. О возможности работы атомных электростанций с переменной нагрузкой. // Электрические станции, 1977, № 9,с. 9-11.

75. Даниленко В.Г., Белоусов В.П., Белоусов В.Д. и др. Модернизация оборудования систем промежуточного перегрева пара и регенерации турбоустановок с реакторами ВВЭР // Тяжелое машиностроение, 2003, № 4, с. 2-6.

76. Дементьев Б.А. Кинетика и регулирование ядерных реакторов. М.: Энергоатом-издат, 1986, 269 с.

77. Дементьев Б.А., Петров В.А., Проскуряков А.Г., Пучков В.В. Расширение регулировочного диапазона энергоблоков с реакторами ВВЭР // Теплоэнергетика, 1984, № 2, с. 9-11.

78. Денисов В.И. Технико-экономические расчеты в энергетике: Методы экономического сравнения вариантов. М.: Энергоатомиздат, 1985.

79. Долгов В.В. Энергоблоки на основе ВВЭР с закритическими параметрами теплоносителя // «Атомная энергия», т. 92, вып. 4, апрель 2002, с. 277-280.

80. Доронин М.С., Хрусталев В.А. О выборе начальных параметров блоков АЭС с небольшим перегревом пара. // Межвед.сб.ст. «Повышение эффективности и технико-экономическая оптимизация атомных электростанций», Саратов, 1984, с. 48-54.

81. Духовенский А.С., Машков В.В., Осадчий А.И. О возможности повышения температуры теплоносителя в активной зоне при микропрофилировании топлива.//И АЭ, М.: 1977, с. 19.

82. Ермаков Н.И., Бирюков Г.И. О маневренности реакторных установок типа ВВЭР. // Теплоэнергетика, 1983, № 6, с. 7-8.

83. Ермолов В.Ф., Белоусов М.П., Гиммельберг А.С. и др. Теплообменное оборудование отечественных турбоустановок АЭС. // Теплоэнергетика, 2003,№2, с. 31-37.

84. Ефимов А.В., Аркадьев Б.А., Папагин А.А., Иоффе В.Ю. Энергетические характеристики турбоустановок АЭС. // Теплоэнергетика, 1981, № 9, с. 60-62.

85. Зверьков В.В., Игнатенко Е.И. Анализ маневренных характеристик блоков с серийными установками ВВЭР-440. // В сб.: Атомные электрические станции. М., 1980, вып. 3, с. 232.

86. Иванов А.А. Оптимизация паротурбинных установок АЭС с учетом режима использования. //Автореф. дис. канд. техн. наук, Иркутск, 1984, с. 21.

87. Иванов А.А., Май В.А., Наумов Ю.В., Попырин Л.С. Влияние режима работы АЭС на выбор параметров турбоустановки. // В сб.: Системный подход к выбору параметров оборудования АЭС. Иркутск, 1982, с. 113-119.

88. Иванов В.А. Выбор программы регулирования мощных энергоблоков атомных электростанций.// Изв. АН СССР. Сер. Энергетика и транспорт, 1977, № 3, с.3-5.

89. Иванов В.А. Проблема покрытия переменной части графиков энергопотребления. // Теплоэнергетика, 1983, № 6, с. 2-7.

90. Иванов В.А. Режимы мощных паротурбинных установок. Л.: Энергоиздат, 1986, 248 с.

91. Игнатенко Е.И., Пыткин Ю.Н. Маневренность атомных энергоблоков с реакторами типа ВВЭР. М.: Энергоатомиздат, 1985, 85 с.

92. Индурский М.С., Ржезников Ю.В. Метод расчета осесимметричного потока в ЦНД паровой турбины. // Теплоэнергетика, 1977, № 10, с. 17-20.

93. Индурский М.С., Ржезников Ю.В., Симкин Н.С. Оптимизация параметров последней ступени паровой турбины с учетом работы на переменных режимах. // Теплоэнергетика, 1979, № 3, с. 43-46.

94. Калафати Д.Д. Термодинамические циклы атомных электростанций. М-Л.: Гос-энергомздат, 1963, с. 280.

95. Качан А.Д., Муковозчик Н.В. Технико-экономические основы проектирования тепловых электрических станций. Минск: Высшая школа, 1983, 159 с.

96. Кириллов В.Б., Лейзерович А.Ш. Характеристика маневренности влажнопаро-вых турбин АЭС // Теплоэнергетика, 1985, № 7, с. 21-25.

97. Кириллов И.И., Носовицкий А.И., Шпензер Г.Г. и др. Исследование пространственной структуры потока на переменных режимах работы в ступенях большой верности. // Изв. вузов. Сер. Энергетика, 1974, № 8, с. 67-73.

98. Кириллов П.Л. Переход на сверхкритические параметры путь совершенствования АЭС с водоохлаждаемыми реакторами.//Теплоэнергетика, 2001,№ 12,с. 6-10.

99. Кирюхин В.И., Филиппов Г.А., Назаров О.И. Исследование и оптимизация систем сепарации влаги турбоустановок АЭС. // Теплоэнергетика 1998, № 8, с. 2-8.

100. Коновалов Г.М., Канаев В.Д., Сухарев Ф.М. и др. Тепловые испытания турбоустановки ХТЗ К-500-60/1500. // Теплоэнергетика, 1984, № 4, с. 4-9.

101. Кругликов П.А. Вопросы технико-экономического обоснования профиля крупных энергоблоков АЭС. // Тяжелое машиностроение, 2002, № 10, с. 64-66.

102. Кругликов П.А. Выбор параметров тепловых схем АЭС с водоохлаждаемыми реакторами с учетом режимных факторов и требований унификации. // Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук. Л,: 1985.

103. Кругликов П.А. О подходе к проектированию перспективных энергоблоков. // Труды ЦКТИ, 2002, вып. 285, с. 67-71.

104. Кругликов П.А. Об актуальных проблемах развития энергомашиностроения. // Турбины и компрессоры, 2001, вып. 15 (2-2001), СПб: с. 4-5.

105. Кругликов П.А. Технико-экономические основы проектирования ТЭС и АЭС. Учебное пособие. // СПб, СЗПИ, 1998, 20 с. .

106. Кругликов П.А. Экономические аспекты проблемы технического перевооружения энергетических мощностей. // Сборник СЗПИ «Доклады юбилейной научно-технической конференции», Теплоэнергетика, 2000, СПб: с. 32-38.

107. Кругликов П.А., Кузьмин В.М., Смолкин Ю.В. Вопросы совершенствования теплофикационных установок. // Труды ЦКТИ, 1997, вып. 281, т. 2, с. 3-11.

108. Кругликов П.А., Моисеева J1.H. Исследование конъюнктуры мирового рынка энергетических технологий и энергетического оборудования и разработка прогноза его развития. // Отчет НПО ЦКТИ, 2002 г.

109. Кругликов П.А., Смолкин Ю.В. Технико-экономический подход к проектированию энергоустановок в условиях перехода к рыночным отношениям. // Труды ЦКТИ, 1997, вып. 281, т. 1, с. 9-15.

110. Кругликов П.А., Смолкин Ю.В. Технико-экономический подход к проектированию энергоустановок в условиях перехода к рыночным экономическим отношениям. // Тяжелое машиностроение, 1997, № 9, с. 4-7.

111. Кругликов П.А., Ушанова Г.А. Выбор параметров тепловой схемы энергоблоков с тяжеловодным реактором. // Труды ЦКТИ, 1990, Л.: вып. 259, с. 62-70.

112. Кузнецов Н.М. Регулирование мощности реактора атомной электростанции. Л.: 1981, с. 68.

113. Кунегин Е.П., Крамеров А.Я. К вопросу о параметрах пара АЭС с водоохлаж-даемыми реакторами. // Теплоэнергетика, 1972, № 3, с. 2-4.

114. Лекслер Н.С. Опыт эксплуатации АЭС и перспективы развития ядерной энергетики Франции //Атомная энергия, 1986, т. 61, вып. 1, с. 10-16.

115. Маринич A.M. Одноступенчатый унифицированный сепаратор пароперегреватель СПП-1000-IV. // Альбом 154505 ОП. НПО ЦКТИ, Л.: 1979, с. 38.

116. Марков Н.М., Бачило Л.Л., Пискарев А.А., Гринман М.И., Кругликов П.А. Пути совершенствования энергоблоков с реакторами типа ВВЭР. // Труды ЦКТИ, 1979, вып. 174, с. 3-8. .

117. Махова В.А., Преображенская Л.Б., Кудинов В.В. Ядерная энергетика в XXI веке. // Энергетика за рубежом, 2002, вып. 4, с. 3-9, вып. 5, с. 3-21.

118. Меламед Л.Б., Архангельская А.И., Сигал М.В. Экономика АЭС России: Пути повышения конкурентоспособности на рынке производителей электроэнергии // Атомная энергия, т. 87, вып. 2, август 1999, с. 92-101.

119. Методические рекомендации по оценке эффективности инвестиционных проектов. Авторский коллектив под руководством Коссова В.В., Лившица В.Н., Шахназарова А.Г. // Экономика, М.: 2000, с. 263.

120. Методы математического моделирования и оптимизации параметров, вида технологической схемы и профиля оборудования атомных электростанций. // Сб. статей. Иркутск, 1976.

121. Морозов С.Г. Тепловые расчеты паровой ступени при переменных режимах. М.-К.: Машгиз, 1962, с. 298.

122. Наумов А.В. Автоматическое регулирование атомных электростанций с водо-водяными реакторами. // В сб.: Труды ВТИ, вып.2,1974, с. 156-158.

123. Нестеров Ю.В. Анализ устойчивости системы конденсатопровод-деаэратор. Н Теплоэнергетика, 1986, № 3, с. 67-69. ^

124. Нигматулин Б.И., Северинов В.В., Степанов А.А. Атомная энергетика стратегия развития. II Электрические станции, 2000, № 12, с. 20-22.

125. Овчинников Ф.Я., Семенов В.В. Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов. М.: Энергоатомиздат. 1988, 357 с.

126. Оптимизация параметров и тепловой схемы II контура АЭС с реактором ВВЭР-1000, включая парогенератор. // Отчет НПО ЦКТИ-ЗиО-ХТГЗ Л.: 1977, с. 44.

127. Оптимизация параметров тепловой схемы и вспомогательного оборудования перспективной турбоустановки. // Отчет № 023722/0-9748, НПО ЦКТИ, Л.: 1978, с. 48.

128. Основные положения энергетической стратегии России на период до 2020 года // Проект, М.: 2002, с. 107.

129. Остапенко В.А. Исследование оптимальных параметров турбоустановок АЭС с водоохлаждаемыми реакторами. // Автореф. дис. канд. техн. наук. Саратов, 1974.

130. Остапенко В.А. Наивыгоднейшее распределение нагрева воды в смешивающих подогревателях низкого давления. // В сб.: "Технико-экономическая оптимизация тепловых электростанций". Саратов, 1975,с. 180-182.

131. Парогенератор вертикальный перегретого пара ПГВП-2000. // Пояснительная записка. Технический проект ФР-40231 П 3, ВНИИАМ, ЗиО, НПО ЦКТИ, ВТИ, 1980, с. 172.

132. Парогенератор вертикальный перегретого пара ПГВП-2000. Расчеты тепловые и гидравлические. Технический проект ФР-40231 РР1. // НПО ЦКТИ, Л., 1980, с. 104.

133. Паротурбинные установки атомных электростанций. Под ред. Ю.Ф. Косяка. М.: Энергия, 1978, с. 312.

134. Петреня Ю.К., Кругликов П.А., Моисеева Л.Н. ОАО «НПО ЦКТИ» в стратегии научно-технического прогресса России. // Труды ЦКТИ, 2002, вып. 285, с. 12-20.

135. Петреня Ю.К., Кругликов П.А., Моисеева Л.Н. Роль НПО ЦКТИ в стратегии развития энергомашиностроения России. // «Теплоэнергетика» 2003.№ 2, С4-8.

136. Петреня Ю.К., Хоменок Л.А., Ковалев И.А. Перспективы создания быстроходных паротурбинных установок энергоблоков АЭС мощностью 1500 МВт и выше. II Теплоэнергетика, 2003, № 2, с. 24-30.

137. Петров А.Ю., Жуков А.Г. Некоторые особенности работы энергоблока № 1 Ростовской АЭС при переменных режимах // Теплоэнергетика, № 5, 2003, с. 9-10.

138. Петросьянц A.M. Перспективы развития ядерной энергетики СССР. // «Атомная энергия», вып. 4., т. 31, 1971.

139. Петросьянц A.M. 30 лет Первой в мире атомной электростанции. // Теплоэнергетика, 1984, № 6, с. 6-8.

140. Пономарев-Степной Н.Н., Алексеев П.Н., Давиденко Е.Д. и др. Сравнение направлений развития ядерной энергетики4 в XXI веке на основе расчетов материальных балансов. // Атомная энергия, т.91, вып. 5, ноябрь 2001 г, с. 331-336.

141. Попырин JI.C. Математическое моделирование и оптимизация теплоэнергетических установок. М.: Энергия, 1978, с. 415.

142. Попырин JI.C. Оптимизация параметров оборудования энергетических установок // Изв. АН СССР. Сер. Энергетика и транспорт, 1985, № 5, с. 60-71.

143. Попырин JI.C., Наумов Ю.В. Оптимизация теплосиловой части АЭС с водоохлаждаемыми реакторами. // Изв. АН СССР, Сер. Энергетика и транспорт, 1972, №2, с. 140-149.

144. Проведение сравнительной оценки надежности унифицированных и ^унифицированных тепловых схем атомных электростанций. // Тема 1.9.0. ВНИИН-МАШ, 1981чс.46.

145. Программа развития атомной энергетики Российской Федерации на 1998-2005 годы и на период до 2010 года. Постановление Правительства РФ от 21.07.1998, №815, 16 с.

146. Проселков В.Н. Повышение маневренных характеристик АЭС // Атомная техника за рубежом, 1986, № 10, с. 10-14.

147. Разработка комплектующего тепломеханического оборудования 2 контура энергоблоков ВВЭР-1000 с турбинами К-1000-60/3000, К-1000-60/1500 и ТК-500-60 и унифицированной тепловой схемой. // Отчет № 79.28.053/ВЦ-17-80, НПО ЦКТИ, Л., 1980,27с.

148. Рассохин Н.Г., Заранцян А.В. Выбор параметров при разработке полупикового энергоблока АЭС с ВВЭР. // Теплоэнергетика, 1979, № 7,с. 62-63.

149. Рогов М. Основные задачи реализации инвестиционной программы развития атомной энергетики. // Вестник концерна Росэнергоатом, 2002, № 3, с. 8-12.

150. Розенброк X., Сторн С. Вычислительные методы для инженеров-химиков. М.: 1968, с. 443.

151. РТМ-3-70-67. Алгоритм и программа расчета тепловых схем современных паротурбинных установок на ЭЦВМ, ЦНИИКА, 1967.

152. РТМ 24.021.16-74. Выбор характеристик и расчет тепловых схем турбоустановок АЭС с водоохлаждаемыми реакторами. М.: 1974, с. 67.

153. РТМ 108.030-107-76. Выбор пускосбросного оборудования блоков на сверхкритические параметры пара, Л.: НПО ЦКТИ, 1976.

154. РТМ 108.711.02-79. Арматура энергетическая. Методы определения пропускной способности регулирующих органов и выбор оптимальной расходной характеристики. Л.: НПО ЦКТИ, 1979.

155. РТМ 108.830.101-76. Выбор пускосбросного и пароприемного оборудования блоков атомных электростанций с кипящими реакторами.1. Л.: НПО ЦКТИ.

156. РТМ. 108.020.107-76.Тепловой и гидравлический расчет промежуточного сепаратора-пароперегревателя турбин насыщенного пара АЭС. М.: 1976.

157. Рубин В.Б. Проблемы маневренности атомных электростанций. // Электрические станции, 1978, № 11, с. 5-7.

158. Рыжкин В .Я., Тамбиев И.Н., Цанев С.В. Распределение регенеративного подогрева воды на ТЭЦ с промежуточным перегревом пара. // Энергомашиностроение, 1972, № ю, с. 5-7.

159. Рыжкин ВЛ., Цанев С.В., Сарвате С.Ш. Оптимальное распределение регенеративного подогрева воды в турбоустановках с двумя ступенями сепарации влагии промперегревом пара. // Из,в. вузов. Сер. Энергетика, 1982, № 3, с. 48-52.

160. Самойлович Г.С., Трояновский Б.М. Переменные и переходные режимы в паровых турбинах. М.: Энергоиздат, 1982, С. 494.

161. Самусев Л.Е., Гасанов И.К., Ананьев А.Н., Кругликов П.А. и др. Повышение надежности работы СПП-500-1 в пусковых и ремонтных режимах. // Труды ЦКТИ, 2002, вып. 285, С. 191-196.

162. Сигал Е.М. ФОРЭМ как фактор влияющий на коэффициент использования установленной мощности АЭС. // Атомная энергия, т. 90, вып. 2, февраль 2001, с. 101-106.

163. Сигал М.В., Семенов В.В. Оценка экономической целесообразности времени продления кампании водо-водяных реакторов АЭС // Атомные электрические станции, М.: Энергия, 1980, вып. 4, с. 157-162.

164. Сидоренко В.А. Вопросы безопасной работы реакторов ВВЭР. М.: Атомиздат, 1977, с. 216.

165. Симонов В.Д. Использование французских АЭС для регулирования нагрузки. // Теплоэнергетика, 1986, № 3, с. 73-75.

166. Синев Н.М. Экономика ядерной энергетики. М.: Энергоатомиздат, 1987.

167. Смолкин Ю.В., Суворов П.П. Вопросы технико-экономического анализа АЭС с реакторами на быстрых нейтронах. // Изв. АН БССР. Сер. Физико-энергетических наук, 1981, № 4, с. 24-27.

168. Смолкин Ю.В., Суворов П.П. Методические основы оптимизации энергооборудования с учетом неопределенности условий производства и эксплуатации. // Труды НПО ЦКТИ. Л.: 1982, вып. 198, с. 65-68.

169. Совершенствование энергооборудования, энерготехнологий, тепловых схем и режимов работы энергоустановок. Сборник научных трудов под общей редакцией Петрени Ю.К., Гольдштейна А.Д., Кругликова П.А. // Труды ЦКТИ, 2002, СПб: вып. 285., 238 с.

170. Стерман Л.С. Тепловая часть атомных электрических станций. М.: Атомиздат, 1963, 158 с.

171. Стерман Л.С., Девочкина Л.Н. Влияние переменных режимов работы турбоустановки мощностью 800 МВт на ее тепловую экономичность. // В сб.: Повышение экономичности и надежности тепловых электрических станций, вып. 3, Иваново, 1974, с. 123-130.

172. Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века. // ФГУП «ЦНИИ Атоминформ», М, 2001, 64 с.

173. Судаков А.В., Иванов Б.Н. Расчетные исследования циклической прочности наиболее нагруженных узлов СПП при различных вариантах пуска. // Отчет ЦКТИ № 183-96/2, СПб, 1996 г.

174. Сукнев К.Л. Атомная энергетика развитие по стратегии. // Промышленный вестник, № 10,2000, С. 13-14.

175. Тепловые расчеты турбопривода ОК12-А. 100-М-6125, КТЗ, 1980.

176. Терешонок В.А., Степанов B.C., Поваров В.П. и др. Предупреждение и подавление аксиальных ксеноновых колебаний в активной зоне ВВЭР-1000 // «Теплоэнергетика», 2003, № 5, с. 11-15.

177. Технико-экономический доклад по развитию энергетики и ЕЭС СССР до 2000 г. № 988-09, т.т. 1,2, Энергосетьпроект, 1981.

178. Трояновский Б.М. Турбины для атомных электростанций. М.: Энергия, 1978, 227с.

179. Трояновский Б.М., Трухний А.Д. Экономичность паровых турбин и паротурбинных установок. // Теплоэнергетика, 1980, № 5, с. 10-16.

180. ТУ 108.40.022-83. Турбонасос КГТН-850-400. Технические условия. НПО ЦКТИ, Л.: 1983.

181. Турбина паровая К-1000-60/1500-2. Дополнительные материалы к техническому проекту. Б-644076 П 3. ПО ХТЗ, 1980.

182. Установка реакторная ВВЭР-1500. 01-05-02-11-01-4. Техническое задание на опытно-конструкторскую работу 352-T3-002. ГКАЭ, ОКБ Гидропресс, 1983.

183. Фаворский О.Н. Энергообеспечение России в ближайшие 20 лет. // Вестник Российской Академии наук. 2001, т. 71, № 1, с. 3-12.

184. Филимонов П.Е., Аверьянова С.П., Олейник С.Г. и др. Испытания маневренности ВВЭР-1000 на 5-ом блоке Запорожской АЭС. // Атомная энергия, т. 85, вып. 5, ноябрь 1998, с. 364-367.

185. Филимонов П.Е., Мамичев В.В., Аверьянова С.П. Программа "Имитатор реактора" для моделирования маневренных режимов работы ВВЭР-1000. // Атомная энергия, т. 84, вып. 6, июнь 1998.,с. 560-563

186. Филиппов Г.А., Поваров О.А., Никольский А.И., Семешок А.В. О снижении КПД турбинных ступеней в зоне малых степеней влажности пара. // Энергомашиностроение, 1981, № 10, с. 4-7.

187. Филипчук Е.В., Вознесенский В.А., Дунаев В.Г. и др. Управление энергораспределением и безопасность ВВЭР-1000 при работе в маневренном режиме. // Атомная энергия, 1984, т. 56, вып. 2, с. 61-71.

188. Ханаев В.А. Условия развития и использования АЭС в ЕЭЭС СССР. // В сб.: Системный подход к выбору параметров оборудования АЭС. Иркутск, 1982, с. 18-26.

189. Хрусталев В.А. К вопросу об оптимальном продлении кампании мощных блоков АЭС с ВВЭР в энергосистемах // Изв. вузов. Сер. Энергетика, 1987, № 8.

190. Хрусталев В.А., Данилов В.П. К вопросу о регулировании мощности турбоустановок двухконтурных АЭС. // Изв. вузов. Сер. Энергетика, 1981, №3,с. 111-112.

191. Хрусталев В.А., Остапенко В.А., Аркадьев Б.А., Фоменко В.И. К обоснованию характеристик промежуточного перегрева турбоустановок АЭС. // Теплоэнергетика, 1982, № И, с. 30-31.

192. Чавчанидзе Е.К., Крутиков П.А., Моисеева Л.М. Исследования АООТ «НПО ЦКТИ» по созданию высокоэффективных энергетических технологий. // «Теп-лоэнергоэффективные технологии» Информационный бюллетень № 2 (24), 2001, СПб: с. 23-28.

193. Шапьман Н.П., Плютинский В.И. Контроль и управление на атомных электростанциях. М.: 1979, с. 271.

194. Шевелев Я.В. Применение дисконтированных затрат для оценки эффективности хозяйственных мероприятий в ядерной энергетике. // Экономика и математические методы, 1984, т. 20, № 6, с. 1103-1112.

195. Шевелев Я.В., Клименко А.В. Эффективная экономика ядерного топливноэнергетического комплекса. М.: 1996.

196. Ширани А.С., Зорин В.М. Оптимизация поверхностей напева промежуточного пароперегревателя турбин АЭС. // Теплоэнергетика № 6, 1999, с. 58-62.

197. Шлемензон К.Т., Дубилет СЛ., Ситов В.П., Пашков С.А. Насосы с гидротурбинным приводом для энергоблоков ТЭС и АЭС. // Труды ЦКТИ, 1997, вып. 281, с. 139-143.

198. Шлемензон К.Т., Коган Я.Л., Викторовский В.В. Насосы с гидротурбинным приводом в тепловых схемах энергоблоков ГРЭС и АЭС. // Труды ЦКТИ, 1984, вып. 213, с. 3-15.

199. Шнеэ Я.И., Косяк Ю.Ф., Пономарев В.Н. и др. Основные результаты создания и газодинамических исследований последней ступени турбин К-500 и К-1000-60/1500. // Теплоэнергетика, 1978, № 9, с. 2-7.

200. Шубенко-Шубин Л.А., Палагин А.А., Головченко A.M. и др. Система программ для автоматизации проектирования схем паротурбинных установок для ТЭС и АЭС. // В сб.: НИИ Информтяжмаш. Сер. Энергетическое оборудование, 1976, № 3-76-17, с. 28-30.

201. Яковлев Б.В., Кнотьйо П.Н., Никитин В.П. и др. Оптимальные параметры пара базово-маневренных ТЭЦ. // Изв. вузов. Сер. Энергетика, 1982, № 9, с. 58-63.

202. Ackermann G., Hampel R., Waif J. Die Anwenduny der sinusformigen Zastwechsel-fahrweise zum Ausgleich der t&glichen Elektrocnergiebedarfs-Schwankungen "Energietechnik", 1983. Ig.33, N 11, s. 401-403.

203. Bader J.F., Katzke K.J., Normann D.A. Estimating Average Nuclear Fuel Costs. Power Engineering, 1969, 73, N 12, p. 50-53.

204. Baily F., Cotton K., Spenser R.C. Predicting the performance of large steam turbine-generators. Proc. 29. Amer. Power. Conf. 1967, Chicago, III, April, 25-27, p. 3-16.

205. Bernero R., Sheron В., Joues R. A regulatory approach for nuclear power plant uprating // Trans. Amer. Nucl, soc. 1985, vol. 50, p 385-386.

206. Boile H. Untersuchung des Einzelenflusse duf die Auslegungsparameter lein Nab-dampfprozeb. Kerntechnik, Irotoptechnik und Chemic, 1967, Ig. 9, 118.

207. Dzikowski K.I. Using PWR for load-follow. El. World, 1977, 187, p. 12.

208. Lehr M., Brown S. Load-follow capability demohstration at McGuire unit-1// Trans Amer. Nucl / Soc: 1984. Vol.46. No 1. P. 115-116.

209. Leung P., Moore R. Thermodynamic and Economic analyses of Closed Feedwater Heaters for Supercritical Pressure Steam Turbine Cycles. Paper Amer. Soc of Mech., Engrs., 1967.

210. Miller A. Wyznaczanie sprawnosci grupy stopni turbinowych w zmiennych warunkach pracy. Archiwum Budowy Maszyn, 1975, XXII, N 1, 55-56.

211. Nakamura T. et al. High Power Transient Characteristics and Capability of NSRR. Journal of Nuclear Science and Technology, 2002, v. 39, N0 3, p. 264-272.

212. Novak S. Kraiiadavkam na prevadzkovu pmznast jadrov^chelektrarm a moinostich splenia lankovodn^mi reaktormi. Jaderna energie, 23,4, 1977, 121-126.

213. Nuclear Station Achievement. Nucl. Engr. International, December, 1980,40-41.

214. Oka Y. Koshizuka S. Design Concept of Once-through Cycle Supercritical Pressure Light Water Cooled Reactors. Proceedings of the First International Symposium on Supercritical Woter-Cooled Reactors. Tokyo. Japan. 2000, Rep 101, p. 1-22.

215. Oka Y., Koshizuka S. Supercritical-pressure, Once-through Cycle Light Water Cooled Reactor Concept. "Journal of Nuclear Science and Technology". Vol. 38 № 12, p. 1081-1089 (Decemler 2001)

216. Oka Y. "Review High Temperature Water and Steam Cooled Reactor Concept" Proceedings of the First International Symposium on Supercritical Water-Cooled Reactors. Tokyo. Japan. 2000, Rep 101, p. 37-57.

217. Operation of Finnish nuclear power-plants. Quarterly report, 1981/II, STL-B-RTO-81/2E, December, 1981, Helsinki.

218. Ozerov A. Russian WER-91 under construction in China. ATS Ydintekniikka (29), 3/2000, p.20-22.

219. Rogner H.H., Langlois L.M., McDonald A. Nuclear Power: Status and Outlook. Atomwirtshaft Atomtechnik, 2001, v. 46, 12, s. 762-766.

220. Spenser R.C., Miller E.H. Performance of Large Nuclear Turbines. Cambustion, 1973, т. 45, 2, p. 29.

221. The N 4 plant Culmination of French PWR experience. "Nuclear engineering international", February, 1985, p. 26-34.

222. Vallance J.M. Fuel cycle economics of uramium fuelled thermal reactors. P/247, III JCPUAE, Genf 1964.

223. Von E. Roth, Klagenfurt. Berechnung der Brennstoffkosten eines Kemkraftwerks. Atomwirtschaft Atomtechnik, 2, s. 91-96 (Febr., 1971).

224. Von H. Grumm, Wolfgang bei Hanau. Vereinfachtes Verfahren zur Berechnung des Brennstoffkostenanteils Atomwirschaft - Atomtechnick, XI, № 2 (Febr., 1966). S 76-81.

225. Зам. Главного инженера по ремонту1. Начальник турбинного цеха1. С.М. Ковалев1. И.К. Гасанов1. Начальник цеха наладки1. В.Г. Жемчуговхтор 1. АО"Ижорские1. Петров В.В.1. АКТ

226. О внедрении результатов диссертационной работы П.А.Кругликова "Оптимизация параметров, схемных решений и режимов работы теплосиловой части АЭС с водоохлаждаемыми реакторами"

227. Зам. главного конструктопаканд.техн.наук