Выбор оптимального времени выдержки выгруженного из ядерных энергоустановок облученного топлива тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Гаврютин, Андрей Валерьевич

• Гаврютин, Андрей Валерьевич
• кандидат технических наук
• 2008

Оглавление диссертации кандидат технических наук Гаврютин, Андрей Валерьевич

ОБОЗНАЧЕНИЯ И СОКРАЩЕНИЯ.

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА 1. ОБЗОР РАБОТ С ОБОСНОВАНИЕМ ВЫБОРА ВРЕМЕНИ ВЫДЕРЖКИ ОЯТ.

1.1. Время выдержки в публикациях.

1.2. Выводы к главе 1.

ГЛАВА 2. ПОСТАНОВКА ЗАДАЧИ И ИСХОДНЫЕ ДАННЫЕ.

2.1. Коэффициент дисконтирования.

2.2. Интервал планирования.

2.3. Спрос на электроэнергию.

2.4. Расчетная схема ТЭК.

2.5. ЭУ, рассматриваемые в модели.

2.6. Описание модели.

2.7. Математическое описание модели ТЭК.

2.7.1. Ресурсы.

2.7.2. Склад 1.

2.7.3. Обогащение.

2.7.4. Завод по разубоживанию ВОУ.

2.7.5. Склад 2.

2.7.6. Фабрикация.

2.7.7. Склад 3.

2.7.8. Завод по очистке природного газа.

2.7.9. Потребление топлива.

2.7.10. Спрос.

2.7.11. Выгрузка ОЯТ.

2.7.12. Склад ОЯТ.

2.7.13. Завод радиохимической переработки.

2.7.14. Склад 5.

2.7.15. Склад РАО и BAO.

2.7.16. Склад 7.

2.7.17. Завод по производству МОКС-топлива.

2.7.18. Экологическое ограничение на удержание а-излучающих актиноидов.

2.7.19. Целевая функция.

2.8. Исходные данные.

2.8.1. Запасы и удельная стоимость ресурсов.

2.8.2. Затраты на переделы.

2.9. Выводы к главе 2.

ГЛАВА 3. РАСЧЁТЫ ОПТИМАЛЬНОГО ВРЕМЕНИ ВЫДЕРЖКИ ОЯТ ДЛЯ БАЗОВОГО ВАРИАНТА.

3.1. Базовый вариант времени выдержки.

3.2. Базовое значение целевой функции.

3.3. Относительное изменение функционала.

3.4. Цена времени выдержки.

3.5. Результаты расчетов при оптимистическом уровне спроса на электроэнергию и коэффициенте дисконтирования 0,1 год"1.

3.6. Результаты расчетов при пессимистическом уровне спроса на электроэнергию и коэффициенте дисконтирования 0,1 год"1.

3.7. Результаты расчетов при оптимистическом уровне спроса на электроэнергию и коэффициенте дисконтирования 0,05 год"1.

3.8. Выводы к главе 3.

ГЛАВА 4. ВЛИЯНИЕ ЭКОЛОГИЧЕСКИХ ОГРАНИЧЕНИЙ НА ОПТИМАЛЬНОЕ ЗНАЧЕНИЕ ВРЕМЕНИ ВЫДЕРЖКИ ОЯТ.

4.1. Активности топлива для разных типов реакторов.

4.2. Результаты расчетов при оптимистическом уровне спроса на электроэнергию и коэффициенте дисконтирования 0,1 год"1.

4.2.1. Коэффициент удержания а-излучающих актиноидов асшйш1еП1=10"

4.2.2. Коэффициент удержания а-излучающих актиноидов асоп,ш1ет= 10"

4.2.3. Коэффициент удержания а-излучающих актиноидов acontimenr^lO

4.3. Результаты расчетов при оптимистическом уровне спроса на электроэнергию и коэффициенте дисконтирования 0,05 год"1.

4.3.1. Коэффициент удержания а-излучающих актиноидов Осо^е^Ю"

4.3.2. Коэффициент удержания а-излучающих актиноидов а^циет—Ю~

4.3.3. Коэффициент удержания а-излучающих актиноидов ctcontimem^lO"

4.4. Выводы к главе 4.

ВЫВОДЫ.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Выбор оптимального времени выдержки выгруженного из ядерных энергоустановок облученного топлива»

Актуальность работы. Время выдержки облучённого ядерного топлива (ОЯТ) является ключевым параметром ядерного топливного цикла (ЯТЦ), поскольку регулирует возврат и повторное использование урана, плутония и других трансурановых элементов, тем самым увеличивая запасы топлива для ядерной энергетики (ЯЭ). Тепловыделение и интенсивное излучение продуктов деления в ОЯТ затрудняют осуществление многих технологических операций переработки топлива и радиоактивных отходов.

В водно-экстракционном процессе регенерации пока что рассматривается трёх-пятигодичные периоды охлаждения топлива перед переработкой [1], чтобы снизить радиационные повреждения растворителей, применяемых в технологии, а также облегчить проблемы радиоактивных сбросов. Специалисты-ридиохимики считают, что время выдержки ОЯТ должно быть не менее 5 лет [см. приложение А].

В то же время проектирование современных ядерных энергетических установок (ЯЭУ) со свойствами естественно присущей безопасности (например, энергоустановки (ЭУ) БРЕСТ с быстрым ядерным реактором на уран-плутониевом нитридном топливе и со свинцовым теплоносителем для коэффициента воспроизводства (КВ) ~ 1,0 [2]) производится для времени выдержки ОЯТ в эксплуатационном режиме, равном 1 год.

Более короткая выдержка тепловыделяющих элементов (твэлов) и связанные с ней высокая радиоактивность и тепловыделение топлива удорожают транспортирование твэлов, но в сочетании с пристанционным ЯТЦ снижают риски распространения ядерных материалов.

Как показано в [3] необходима оптимизация времени выдержки ОЯТ в зависимости от темпа развития энергетики, конкуренции ядерных энерготехнологий (ЭТ) с традиционными ЭТ и между собой, скорости рециркуляции материалов, стоимости транспортировки и химической переработки.

Степень разработанности проблемы исследования. Вопросами системного анализа ядерного топливно-энергетического комплекса (ЯТЭК) и выбора его оптимальных параметров систематически занимаются с 1960-х годов. Например, в работе [3] анализировался выбор оптимального размещения ЯЭУ в зависимости от удалённости от потребителей электроэнергии, анализировалось влияние на удалённость в зависимости от удельных затрат на топливно-упаковочный контейнер (ТУК). Имеются исследования, в которых проводился анализ выбора типов ЯЭУ для энергетики: как мировой, так и России [4, 5]. В других работах проводилась оценка и сравнение экономической эффективности открытого и закрытого топливных циклов [6].

Однако во всех вышеприведённых работах не производился анализ влияния времени выдержки с учётом экологических ограничений на выбросы а-излучающих актиноидов в окружающую среду. Важность учёта этих ограничений была показана в [5]. Математическая модель ЯТЭК, включающая эти ограничения, приводит к оптимальным планам, сильно меняющим сложившееся представление об оптимальной структуре ЯЭ и её доли в структуре ТЭК. Эти соображения вызывают настоятельную необходимость в оценке времени выдержки с учётом ограничений на выбросы а-излучающих актиноидов в окружающую среду.

Объектом исследования является топливно-энергетический комплекс (ТЭК) России.

Предметом исследования является время выдержки ОЯТ выгруженного из реакторов разных типов.

Целью и задачами исследования является поиск оптимального времени выдержки ОЯТ по критерию минимума суммарных приведённых затрат на весь ТЭК России. Задачами исследования стали: выявление влияния удельной стоимости радиохимической переработки на структуру энергетики России и на общие приведённые затраты на ТЭК России; выявление влияния времени выдержки на структуру энергетики России и на общие приведённые затраты на ТЭК России; выявление влияния экологических ограничений на выбросы а-излучающих актиноидов в окружающую среду на структуру энергетики России н на общие приведённые затраты на ТЭК России; выявление влияния стоимости природного газа на структуру энергетики России и на общие приведённые затраты на ТЭК России.

Информационной базой исследования послужили аналитические, статистические материалы и базы данных (БД) по энергетическим реакторам и технологиям ЯТЦ авторитетных международных организаций, в частности, Международного агентства по атомной энергии, Массачусетского технологического института и др. Другими важными источниками информации явились книги и интернет-ресурсы с описанием технологических процессов долговременного хранения ОЯТ, а также с описанием методов радиохимической переработки [7-10].

На защиту выносятся: упрощённая математическая модель ТЭК России; результаты расчетов варианта ТЭК России при разных значениях удельной стоимости природного газа и влияния коэффициента дисконтирования без учёта экологических ограничений на выбросы а-излучающих актиноидов в окружающую среду (базовая модель ТЭК России); результаты расчетов варианта ТЭК с учётом экологических ограничений на выбросы а-излучающих актиноидов в окружающую среду.

Научная новизна работы: разработана упрощённая модель ТЭК России с возможностью моделирования развития ТЭК в зависимости от удельной стоимости органического топлива, коэффициента дисконтирования и других необходимых параметров; создан интерфейс для формирования исходных данных и механизм формирования БД для задач оптимизации с использованием кодов линейного программирования; проведены расчеты для развития энергетики России в зависимости от удельной стоимости органических ресурсов и коэффициента дисконтирования. Полученные результаты обобщены в графики.

Практическая значимость работы заключается в том, что с помочью проведённого исследования можно обосновать выбор времени выдержки ОЯТ. Время выдержки - необходимый параметр при проектировании топливных характеристик ядерных реакторов и технологий переработки ОЯТ, знание которого позволит более тщательно готовить концепции ЯЭУ для будущего.

Личный вклад соискателя заключается в том, что он разработал средства для моделирования упрощённой энергетической системы России; провёл расчётный сравнительный анализ влияния времени выдержки на структуру энергетики России.

Апробация результатов диссертации. Результаты работы докладывались на XIV Международной конференции «Радиоэлектроника, Электротехника и Энергетика» (г.Москва, МЭИ, 2008 г.), на Шестой международной научно-технической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» (г.Москва, Росэнергоатом, 2008 г.), в рамках 6-ой Курчатовской молодёжной научной школы.

Опубликованность результатов диссертации. По материалам диссертации опубликовано 3 работы, в том числе 1 статья в научном рецензируемом журнале, рекомендованным ВАК, 3 — в материалах конференций и тезисах к этим конференциям.

1. Гаврютин A.B. «Оптимизация времени выдержки отработанного топлива». XIV Международная конференция «Радиоэлектроника, Электротехника и Энергетика». М. МЭИ, февраль 2008 г. 2 страницы.

2. Гаврютин A.B. Оптимизация времени выдержки отработанного топлива. Шестая международная научно-техническая конференция «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики». Тезисы докладов. М.: ФГУП «Росэнергоатом», 21-23 мая 2008. стр.324-325.

3. Гаврютин A.B. «Влияние оптимального выдержки облучённого ядерного топлива на затраты топливно-энергетического комплекса». «Новое в российской электроэнергетики». №6, 2008. М.: изд. «Энерго-пресс». 10 страниц.

4. Гаврютин A.B. «Влияние ограничения по выбросу а-излучающих актиноидов на оптимальный план строительства ЯЭУ». 6-я Курчатовская молодёжная научная школа. 17-19 ноября 2008. 5 страниц.

Структура и объём диссертации. Диссертация состоит из введения, четырёх глав основного текста, заключения, библиографического списка.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Гаврютин, Андрей Валерьевич

выводы

1) Нерешённость проблемы, связанной с ОЯТ, может затруднить крупномасштабное развитие ядерной энергетики, так как проектируемые и существующие хранилища ОЯТ будут заполнены при нынешних темпах развития уже к 2050 году. Переход к замкнутому ЯТЦ, определение его состава, требует обоснования времени выдержки ОЯТ. Отсюда вытекает задача в определении времени выдержки ОЯТ с учётом как экономических, так и экологических ограничений при конкуренции с ЭУ традиционной энергетики. В диссертационной работе эта задача решалась как задача оптимизации развития ТЭК России. Для этого была построена упрощённая математическая модель включающая в себя основные технологические переделы, начиная от добычи природного урана и заканчивая радиохимической переработкой. Целевой функцией оптимизационной модели являются суммарные приведённые затраты на всю программу развития ТЭК на бесконечном интервале планирования, подлежащие минимизации. Параметрами упрощённой математической модели ТЭК России в настоящем исследовании являются время выдержки ОЯТ и удельная стоимость радиохимической переработки ОЯТ (таким образом, совершенство технологии радиохимической переработки фактически характеризуется её удельной стоимостью). Задавая разные значения этих параметров можно оптимизировать ТЭК и сравнивать по критерию полученные оптимальные планы. Это сравнение даст оптимальные значения этих параметров.

2) Использованный подход к поиску оптимального времени выдержки оказался результативным. Вначале по написанной упрощённой математической оптимизационной модели развития ТЭК России находятся оптимальные планы развития ТЭК, включающие в себя планы основных технологических переделов ядерного топливного цикла и ядерной энергетики. Затем, используя подтверждённую расчётами гипотезу монотонности зависимости функционала оптимизации от времени выдержки ОЯТ и инструмент измерения — цену времени выдержки, определяется направление, в котором следует двигаться на пути к оптимальному значению времени выдержки. .Введением понятия цены времени выдержки, под которым понимается изменение функционала оптимизации ТЭК при изменении времени выдержки на 1,0 год, облегчается задача анализа большого пространства полученных решений. Если значение цены времени выдержки снижается при варьировании времени выдержки, то это движение в этом направлении приближает к оптимальному значению времени выдержки. Если значение цены времени выдержки растёт, то мы удаляемся от оптимального значения времени выдержки. Этот подход позволил определить время выдержки ОЯТ на множестве полученных при оптимизации развития ТЭК решений.

3) Выполненные расчёты (без учёта экологических ограничений) подтвердили полученное в конце 1970-х — начале 1980-х годов в результате системных оптимизационных исследований ограничение на выбросы а-излучающих актиноидов, значение времени выдержки, равное 0,5 года. Тем самым доказана работоспособность построенной упрощённой математической оптимизационной модели ТЭК России.

4) Оптимизация времени выдержки ОЯТ с учётом нормативов на выбросы а-излучающих актиноидов в окружающую среду выявила следующий результат: при коэффициенте удержания а-излучающих актиноидов, равном 10" (это соответствует современному уровню технологии радиохимической переработки ОЯТ, когда из каждых 10 миллиардов атомов радиоактивных актиноидов, идущих на радиохимическую переработку, сто атомов попадают в окружающую среду) оптимальное значение времени выдержки ОЯТ равно 0,5 года. При коэффициенте а-излучающих актиноидов, равном 10~9 (это соответствует уровню радиохимической переработки ОЯТ, когда из каждых 10 миллиардов атомов радиоактивных актиноидов. идущих на радиохимическую переработку, десять атомов попадает в окружающую среду) оптимальное значение времени выдержки ОЯТ равно 0,5-И,0 год. Этот уровень технологии радиохимической переработки пока не достигнут, но есть надежда достичь его в ближайшем будущем. При коэффициенте удержания а-излучающих актиноидов, равном 10"'° (это соответствует уровню радиохимической переработки ОЯТ, когда из каждых 10 миллиардов атомов радиоактивных актиноидов, идущих на радиохимическую переработку, один атом попадает в окружающую среду) оптимальное значение времени выдержки ОЯТ равно 1 год. Этот уровень технологий радиохимической переработки пока не достигнут.

5) Большие времена выдержки ОЯТ, которых придерживаются радиохимики, следуют из оптимизации только радиохимического передела топлива, что недостаточно; более общая оптимизация ТЭК выявляет короткие времена выдержки ~0.5-И,0 года.

6) Будущее широкомасштабное применение ЯЭ связано с использованием быстрых реакторов на уран-плутониевом топливе и замыкании ЯТЦ. Причём быстрые реакторы имеют большое будущее именно при коэффициенте удержания а-излучающих актиноидов, равном Ю"10. Следовательно, при проектировании технологий ЯТЦ и ЯЭУ следует ориентироваться на время выдержки ОЯТ, равное 1,0-му году. Такое время выдержки делает недостаточной существующий метод водно-экстракционной переработки (PUREX) и ставит вопрос о необходимости разработки новых технологий радиохимической переработки, способных работать с короткими временами выдержки от 0,5 до 1,0 года.

7) Расчеты показывают, что уровень спроса на электроэнергию (оптимистический, пессимистический) не оказывает существенного влияния на цену времени выдержки ОЯТ.

О Q

8) Расчёты при коэффициентах удержания 10" и 10" показали, что цена времени выдержки незначительно зависит от изменения стоимости радиохимической переработки. Это связано с тем, что при таких уровнях развития радиохимическая переработка ОЯТ очень мала. Низкий уровень технологий радиохимической переработки не позволяет широко использовать замкнутый ЯТЦ и. как следствие, ЯЭУ на рециркулированном топливе.

9) При современных уровнях цен на природный газ (~ 300

1 1 долл./тыс.м") и норме дисконтирования 0,05 год" цена времени выдержки меняется в интервале от ~ 1,88 %/год до ~ 11,55 %/год, а при норме дисконтирования 0,1 год"1 цена времени выдержки меняется в интервале от ~

1,99 %/год до ~ 9.30 %/год. Причём, цена времени выдержки ОЯТ от 5 лет и выше имеет больше значение, чем в районе времени выдержки 1,0 год. Так как функционал монотонно изменяется от времени выдержки он более пологий, чем в районе 5,0 лет и выше. Значит значение времени выдержки

ОЯТ ~ 1,0-го год ближе к оптимальному. Таким образом, сегодняшняя конъюнктурная ситуация на рынке традиционного топлива выявляет значение времени выдержки, равное 1,0-му году.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Гаврютин, Андрей Валерьевич, 2008 год

1. Прусаков В.Н. Радиохимическая переработка облучённого топлива и удаление радиоактивных отходов. Ядерная энергетика. Проблемы и перспективы. Экспертные оценки. М.: Институт атомной энергии им.Курчатова, 1989. Стр.307-338.

2. Белая книга ядерной энергетики. Под общ.ред.проф.Е.О.Адамова. М.:Изд-во ГУП НИКИЭТ. 2001. 269 с.

3. Шевелёв Я.В., Клименко A.B. Эффективная экономика ядерного топливно-энергетического комплекса. М.:РГГУ, 1996. 736с.

4. Городков С.Г., Клименко A.B., Кошован Ш., Марина Ю.С. Можно ли удешевить производство энергии, если отказаться от ядерной энергетики? Конверсия в машиностроении. 2002, №2.

5. The Future of Nuclear Power. An interdisciplinary MIT study, 2003.

6. Скачек M.A. Обращение с отработавшим ядерным топливом и радиоактивными отходами АЭС: учебное пособие для вузов. М.: Издательский дом МЭИ, 2007. —448 е.: ил.

7. Машиностроение. Энциклопедия / Ред.совет: Фролов К.В. (пред.) и др. М.: Машиностроение. М38 Машиностроение ядерной техники. Т.ГУ-25. В 2-х кн. Кн.1 Адамов Е.О., Драгунов Ю.Г., Орлов В.В. и др. Под общ.ред. Адамова Е.О. 2005. 960с., ил.

8. Машиностроение. Энциклопедия / Ред.совет: Фролов К.В. (пред.) и др. М.: Машиностроение. М38 Машиностроение ядерной техники. T.IV-25. В 2-х кн. Кн.2 Адамов Е.О., Андреев П.В., Антипов С.А., Аржаев А.И. и др. Под общ.ред. Адамова Е.О. 2005. 944с., ил.

9. Синёв Н.М. Экономика ядерной энергетики: Основы технологии и экономики производства ядерного топлива. Экономика АЭС: Учеб.пособие для вузов. 3-е изд., перераб. и доп. — М.: Энергоатомиздат, 1987. - 480 е.: ил.

10. Орлов В.В. Экономические критерии эффективности использования ядерного горючего в реакторах: Препринт. — Обнинск: Физ.энерг.ин-т, 1971. №286.- 18с.

11. Шевелёв Я.В., Клименко A.B. Экономический анализ ядерного топливно-энергетического комплекса. Обнинск: Изд-во ЦИПК Минатомэнергопром СССР, 1991. - 98с.

12. Шевелёв Я.В. Применение дисконтированных затрат для оценки эффективности хозяйственных мероприятий в ядерной энергетике // Экономика и математические методы. 1984. - Т.ХХ, вып.6. - С.1103-1112.

13. Шевелёв Я.В., Локшин В.Л., Клименко A.B. Оптимизация развития топливной промышленности ядерной энергетики // Атомная энергия.- 1981.-Т.50, вып.5.-С.310-316.

14. Шевелёв Я.В., Клименко A.B. Аналитическая однопродуктовая двухтопливная модель развития ядерной энергетики // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика и техника ядерных реакторов.- 1988. Вып.З. - С.61-63.

15. Шевелёв Я.В., Клименко A.B. Цена ядерной энергии и её составляющие. // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика и техника ядерных реакторов. — 1988. Вып.4. — С.61-65.

16. Шевелёв Я.В., Елагин Ю.П., Клименко A.B. Могут ли ядерные энергокомплексы удешевить энергию путём ускорения оборота топлива // Вопросы атомной науки и техники. Сер.Физика и техника ядерных реакторов. — 1992. — Вып.1. — С.73-79.

17. Арушанян И.И., Беленький В.З., Белостоцкий А.М. Стационарная оптимизационная модель развития капиталоёмкой отрасли. //

18. Экономика и математические методы. 1977. - Т. 12. вып.6. - С. 12291241.

19. Батов В.В., Корякин Ю.И. Экономика ядерной энергетики. — М.Атомиздат, 1969.-400 с.

20. Батуров Б.Б. Урезченко В.М. Модель развивающейся системы АЭС на быстрых реакторах // В кн.: Физика ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1975. - Вып.4. - С.94-96.

21. Боболович В.Н., Корякин Ю.И. Математическая модель оптимизации структуры ядерной энергетики по минимуму потребности в ядерном горючем // Атомная энергия. 1972. -Т.ЗЗ, вып.6. - С.961-964.

22. Браилов В.П. Динамическая модель для оптимизации развивающейся системы атомных электростанций // Атомная энергия. — 1972. — Т.32, вып.5.-С.401-405.

23. Ценность плутония в развивающейся ядерной энергетике / Брюнин C.B., Корякин Ю.И., Локшин B.JI. и др. // Атомная энергия. 1974. -Т.35., вып.5. - С.305-309.

24. Вирцер А. Д., Левенталь Г.Б., Чернавский С .Я. Математическая модель долгосрочного прогнозирования развития ядерной энергетики по экономическому критерию // Атомная энергия. — 1972. Т.ЗЗ, вып.6. -С.945-960.

25. Деониги Д. Расчётная модель для оценки роли ядерной энергетики в энергетике США // Атомная техника за рубежом. 1971. - №4. - С.З-7.

26. Экономические аспекты развития атомной энергетики и предприятий топливного цикла в СССР / Дергачёв Н.П., Круглов А.К., Седов В.М., Шуклин C.B. // Nuclear Power and its Fuel Cycle. Vienna: IAEA. -1977. Vol.1.-P.695-706.

27. Дьюла Ч. Исследование систем атомных электростанций с точки зрения комплексного использования запасов ядерного топлива // Вкн.: Состояние и перспективы работ по созданию АЭС с реакторами на быстрых нейтронах. Обнинск: СЭВ, 1968, т.1. - С.23-41.

28. Захарин А.Г., Браилов В.П., Денисов В.И. Методы экономического сравнения вариантов в энергетике по принципу минимума приведённых затрат. М.: Наука, 1971. - 266 с.

29. Оценка роли ядерной энергетики в перспективном топливно-энергетическом балансе СССР / Макаров A.A., Макаров A.C., Вигдорик А.Г. и др. // Атомная энергия. 1972. - Т.32, вып.4. - С. 187196.

30. Нихамкин А.Р., Сироткин В.Я. Оптимальная структура ЯЭ и бридинг ядерного топлива: Отчёт о НИР / ИАЭ, инв.№ 36/664485. М., 1985. -121с.

31. Чернавский С.Я. Системное прогнозирование ядерной энергетики. Теория и методы. М.:Наука, 1980. - 238 с.

32. Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение. 1994. Вып.2(62), 3(63).- 156с.

33. О методических основах прогнозирования развития ядерной энергетики / Доллежаль H.A., Мелентьев JI.A., Батуров Б.Б. и др. // Атомная энергия. 1971. - Т.31, вып.З. - С. 187-194.

34. Доллежаль H.A., Мелентьев JI.A. Основы системных исследований в ядерной энергетике. //Вестник АН СССР. 1976. - №11. - С.51-61.

35. Крамеров А.Я., Шевелёв Я.В. Инженерные расчёты ядерных реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1984. — 736 с.

36. Лыткин В.Б., Каграманян B.C., Семёнов Б.А. Особенности развивающихся систем с реакторами на быстрых нейтронах // Докл. на II симпох. СЭВ по быстрым реакторам. Обнинск, 1973. - С.53-71.

37. Манн A.C. Что можно ожидать от быстрых реакторов-размножителей? // Атомная техника за рубежом. 1974. - №11. -С.20-32.

38. Мелентьев JI.A., Конов Б.Д., Макаров A.A. О методологии долгосрочного прогнозирования в энергетике // Вопросы экономики. 1971. -№1. С.22-41.

39. Новак С. Оценка влияния некоторых факторов на развитие атомных электростанций и их включение в электроэнергетическую систему ЧССР // In: Economic Integration jf Nuclear Power Stations in the Electrical Power Systems. Vienna: IAEA, 1971, p.641-657.

40. Новак С., Райци Т. Расчётные методы оценки роли АЭС с быстрыми реакторами в энергосистеме ЧССР // Докл. на II симпоз. СЭВ по быстрым реакторам. Обнинск, 1973. - С.82-95.

41. The economic of the nuclear fuel cycle. A report by an expert group Nuclear energy agency. Organization for economic co-operation and development. Paris, 1985. 126 p.

42. Оценки потребностей топливного цикла ядерной энергетики и возможности их удовлетворения / Хауссерман У., Хогроян П., Кримм Р. и др. // Атомная техника за рубежом. 1978. - №7. - С.21-32.

43. Елагин Ю.П. Оптимизационная модель развития широкомасштабной ядерной энергетики, включающей производство электроэнергии и тепла // Вестник АН БССР. Серия физико-энергетических наук. -Минск, 1982. №4. - С.47-51.

44. Елагин Ю.П. Модель, предназначенная для определения оптимальной структуры ядерной энергетики // В кн.: Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Физика и техника ядерных реакторов. М.: Изд-во ПИКИЭТ, 1982. Вып.5(27). С.15-20.

45. Усынин Г.Б., Карабасов A.C., Чирков В.А. Оптимизационные модели реакторов на быстрых нейтронах. М.: Атомиздат, 1981. 232 с.

46. Грачёв Е.А., Дейнега H.JI., Кухаренок Ю.В., Митин A.M., Никольский Р.В. Методы математического моделирования и оптимизации параметров быстрых реакторов. Иркутск, Изд-во СЭИ СО АН СССР, 1976, с.123-133.

47. Чечина О.А, Программы разработки быстрых реакторов. Атомная техника за рубежом. 1977. №11.

48. Экономика АЭС-78. Атомная техника за рубежом. 1979. №3.

49. Нихамкин А.Р., Сироткин В.Я. Топливообеспечение и оптимальная структура ядерной энергетики. Ядерная энергетика. Проблемы и перспективы. Экспертные оценки. М.: Институт атомной энергии им.Курчатова, 1989. Стр.277-290.

50. Медков В.Динамика численности населения России. http://www.demographia.i-u/articlesN/index.html?idR=22&idArt=254

51. Population Division of the Department of Economic and Social Affairs of the United Nations Secretariat, World Population Prospects: The 2004 Revision and World Urbanization Prospects: The 2003 Revision, http: //esa. un. org/unpp

52. Горбатых В.П., Морозов A.B. Экономика и организация производства на атомных станциях. М. Издательство МЭИ, 2000.

53. Тевлин С.А. Атомные электрические станции с реакторами ВВЭР-1000: Учебное пособие для студентов вузов. М.: Издательство МЭИ, 2002. - 344 е., ил.

54. Тепловые и атомные электрические станции. Справочник. Под общ.ред. В.А.Григорьева и В.М.Зорина. 2-е изд. Книга 3. М.:-Энергоатомиздат, 1989

55. Рыжкин В.Я. Тепловые и электрические станции. М.гЭнергоатомиздат, 1987.

56. Колобашкин В.М., Рубцов П.М., Ружанский П.А., Сидоренко В.Д. Радиационные характеристики облучённого ядерного топлива. Справочник. М. Энергоатомиздат, 1983.

57. Данциг Дж. Линейное программирование, его применение и обобщение. Ред. Окунева Ф. Издательство «Прогресс», 1965. 600 с.

58. Бережная Е.В., Бережной В.И. Математические методы моделирования экономических систем: Учеб.пособие. — 2-е изд., перераб. и доп. М.: Финансы и статистика, 2006. -432.: ил.

59. Немюгин М.А., Стесик O.J1. Современный Фортран. Самоучитель. -СПб.: БХВ-Петербург, 2005.-496 е.: ил.

60. Рейтинговое агентство «Эксперт РА». Производственные и технико-экономические показатели электроэнергетики. http://www.raexpert.ru/researches/energy/electric/part5

61. Клименко А.В. Цена оружейного урана. ВАНТ. Сер.: Физика ядерных реакторов, 1998, спец.выпуск, 87с.ил.

62. Стискин М. Атомная энергетика: На пороге реформ. Тройка диалог -Аналитическое управление. 18 августа 2006.

63. Technical, institutional and Economic Factors Important for Developing a Multinational Radioactive Waste Repository. IAEA-TECDOC-1021. Vienna. 1998.65. http://www.gazprom.ru/articles/article20013.shtml

64. Энергия, природа и климат. Клименко * В.В., Клименко А.В., Андрейченко Т.Н., Довгалюк В.В., Микушина О.В., Терешин А.Г., Фёдоров М.Ф. М.: Издательство МЭИ, 1997. - 215 с.

65. Programme for Research, Development and Demonstration of Methods for the Management and Disposal of Nuclear Wastes // Technical Report TR-01-30 SKB.2001.

66. Опыт эксплуатации АЭС концерна «Росэнергоатом». Обеспечение безопасности и повышение эффективности атомной энергетики России. Росэнергоатом №5. Май 2008.

67. Перспективы развития АЭС средней мощности. Росэнергоатом №5. Май 2008.

68. Похоже, альтернатив для сухих градирен нет. Росэнергоатом №6. Июнь 2008.

69. Велихов Е.П., Гагринский А.Ю., Субботин С.А. Цибульский В.Ф. Эволюция энергетики в XXI веке. М.: ИздАТ, 2008. 159 с.

70. Велихов Е.П., Гагринский А.Ю., Субботин С.А., Цибульский В.Ф. Россия в мировой энергетике XXI века. М.: ИздАТ, 2006. 135 с.

71. Цибульский В.Ф. Проблемы энергетики мира и России. Семинар. РНЦ «Курчатовский институт», 2007.

72. Руководство по оценке затрат на создание ядерно-энергетических систем четвертого поколения. Версия 4.2, 2007. Агентством по ядерной энергии ОЭСР.

73. McCombie, С. Overview of Development of Regional / Multinational Concepts. // SAP IE RR Meeting, Piestany, Slovakia, 19 20.02.2004.

74. Белоусов Н.И., Давиденко В.Д., Цибульский В.Ф. Программа UNK для детального расчёта спектра нейтронов в ячейке ядерного реактора. М.: РНЦ «Курчатовский институт», 1998 г. 24 с.

75. Давиденко В.Д., Цибульский В.Ф. Детальный расчёт остаточного энерговыделения. М.: РНЦ «Курчатовский институт», 2002 г. 27 с.

76. Давиденко В.Д., Цибульский В.Ф. Расчёт выгорания в программе UNK. В сборнике Нейтроника 1999, Обнинск, 2000.

77. Алексеев П.Н., Цибульский В.Ф., Давиденко В.Ф. Отчёт. Пакет программ UNK для расчётов ядерных реакторов (описание применения). М.: РНЦ «Курчатовский институт», 2002 г. 104 с.

78. Фальковский А.Н., Гришанин Е.И., Сидоренко В.А., Пономарёв-Степной H.H., Орлов В.В., Слесарев И.С., Зарицкий С.М. Инв.№ 35/80179, 1979ициальный отзыв специалистов ГХК