Повышение системной эффективности и надежности энергоблоков АЭС с ВВЭР средней мощности тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.01, кандидат технических наук Ермолаев, Виталий Федорович

• Ермолаев, Виталий Федорович
• кандидат технических наук
• 1999

Оглавление диссертации кандидат технических наук Ермолаев, Виталий Федорович

Список использованных сокращений.

Предисловие

Глава 1. Основные пути совершенствования АЭС с ВВЭР.

1.1. Анализ проектных проработок АЭС большой и средней мощности

1.1.1. Основные технические решения по блокам ВВЭР (PWR) большой мощности.

1.1.2. Проектные решения по блокам средней мощности.

1.1.3. Использование реакторных установок ВВЭР - 1000 в режиме пониженной мощности: оценка характеристик топливного цикла и безопасности.

1.2. Анализ степени соответствия проекта АЭС с ВВЭР-640 мировому уровню.

1.3. Анализ выполненных исследований по определению системной эффективности энергоблоков АЭС с ВВЭР.

1.4. Цели и задачи исследования.

Глава 2. Основы методики системного исследования АЭС средней мощности с ВВЭР.

2.1. Принципы определения сравнительной эффективности энергоблоков АЭС большой и средней мощности.

2.2. Рост термодинамической эффективности блоков АЭС при повышении давления в ПГ.

2.3. Обоснование комплекса системно-экономических факторов, обеспечивающих сопоставимость энергоблоков АЭС.

2.4. Учет жизненного цикла АЭС в технико-экономических расчетах.

2.5. Учет маневренности энергоблоков АЭС.

2.5.1. Характеристики маневренности современных зарубежных проектов АЭС.

2.5.2. Анализ требований к маневренности энергоблоков АЭС с ВВЭР в России.

2.5.3. Характеристики кратковременного регулирования.

2.6. Основы учета надежности в технико-экономических расчетах энергоблоков АЭС с ВВЭР.

Глава 3. Обоснование и оптимизация проектных решений энергоблоков АЭС средней мощности.

3.1. Топливная эффективность и безопасность активных зон реакторных установок средней мощности.

3.2. Влияние характеристик активной зоны на показатели топливной и общей эффективности энергоблоков.

3.3. Проектные решения по АЭС средней мощности, повышающие безопасность.

Глава 4. Системная эффективность энергоблоков АЭС средней мощности.

4.1. Методика расчета аварийного резерва мощности в развивающейся энергосистеме.

4.1.1. Выбор и обоснование показателей надежности энергоблоков

АЭС с ВВЭР в энергосистемах.

4.1.2. Модель расчета аварийного резерва мощности в развивающейся энергосистеме.

4.1.3. Учет частичных отказов энергоблоков при эквивалентировании разнородных энергосистем.

4.1.4. Расчет аварийного резерва мощности в системе.

4.2. Расчет показателей надежности энергоблоков АЭС как структурно-сложных систем.

4.3. Системная эффективность энергоблоков АЭС средней мощности.

4.3.1. Экономические предпосылки создания энергоблоков АЭС средней мощности.

4.3.2. Сравнение технико - экономической эффективности АЭС с реак- 170 торами ВВЭР большой и средней мощности.

4.3.3. Влияние системных факторов на сравнительную эффективность энергоблоков АЭС (на примере ОЭС Востока).

Выводы.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Повышение системной эффективности и надежности энергоблоков АЭС с ВВЭР средней мощности»

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

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

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

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

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

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

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

Основными задачами, подлежащими исследованию, являются:

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

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

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

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

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

В диссертации разработаны:

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

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

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

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

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

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

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

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

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

Практическую ценность представляют в работе методики:

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

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

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

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

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

На защиту выносятся:

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

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

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

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

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

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

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

Заключение диссертации по теме «Энергетические системы и комплексы», Ермолаев, Виталий Федорович

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

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Ермолаев, Виталий Федорович, 1999 год

1. Андрющенко А.И. Основы термодинамики циклов теплоэнергетических установок 3-е изд. перераб. и доп. -М.: Высшая школа. - 1986 - 319 с.

2. Андрющенко А.И. Показатели эффективности циклов АЭС. / Известия вузов СССР Энергетика. -1982 - № 9. - С. 44-47.

3. Андрющенко А.И., Попов А.И., Дьяков А.Ф. Учет социальной инфраструктуры при сравнении вариантов проектируемых электростанций. // Электрические станции.-1987.- № 40.- С. 49-56.

4. Андрющенко А.И., Аминов Р.З. Оптимизация режимов работы и параметров тепловых электростанций. Москва. Высшая школа, 1983, 252с.

5. Абагян A.A., Лесной С.А., Таратутин В.В. Надежность атомных электростанций и некоторые вопросы технического обслуживания и ремонта// Теплоэнергетика.-1988.- № 5-6.- С. 8-11.

6. Аккерман Г., Хампель Р. Эксплуатация АЭС с водоводяным реактором во время удлинения кампании при работе на мощностном эффекте. // Теплоэнергетика.- 1982, № 7, С. 71-73.

7. Аминов Р.З., Хрусталев В.А. Об эффективности использования ядерного горючего на АЭС / Известия вузов Энергетика. 1990. - № 7. С. 91-94.

8. Аминов Р.З., Хрусталев В.А. Мощные энергоблоки АЭС и покрытие пиковых нагрузок в энергосистемах//Энергетическое строительство. 1988. -№ 2. - С. 62-65.

9. Аминов Р.З., Хрусталев В.А., Ипатов П.Л. Об эффективности извлечения СВП для удлинения кампании энергоблока с ВВЭР-1000. // Известия вузов и энергообъединений СНГ. 1996. - № 9, 10. - С. 12-15.

10. Аминов Р.З., Ларин Е.А., Хрусталев В.А. Основы методики учета надежности при выборе параметров и характеристик АЭС. // Вопр. безопасн. и надежн. при оптим. яд. энерг. уст.: Межвед. сб./ Горьковский политехнический ин-т. Горький, 1985, - С. 121-126.

11. Аминов Р.З., Хрусталев В. А., Чертыков A.M. К сравнению эффективности атомных и тепловых электростанций при работе по переменным графикам нагрузки. // Изв. вузов. Энергетика. 1988. № 4. - С. 55-59.

12. Аминов Р.З., Хрусталев В.А., Борисенков А.Э. Оценка частоты внешнего обесточивания энергоснабжения АЭС с ВВЭР./ Атомная энергия, 1997, вып. 5, август.- С. 37-41.

13. Аркадьев Б.А. Режим работы турбоустановок АЭС. М: Энергоатомиздат, 1986 264 с.

14. A.c. 1547572 СССР. Система аварийного охлаждения активной зоны ядерного реактора./ П.В. Фролов, В.Ф. Ермолаев, A.B. Молчанов и др./Бюлл. изобр.

15. A.c. 1596993 СССР. Система аварийного охлаждения ядерного реактора./В.Ф. Ермолаев и др./Бюлл. изобр.

16. АЭС с ВВЭР: режимы, характеристики, эффективность /Р.З. Аминов, В.А. Хрусталев, A.C. Духовенский, А.И. Осадчий. М: Энергоатомиздат, 1990, -264 с.

17. Безлепкин В.В., Ермолаев В.Ф., Кухтевич И.В. Программа расчетных и экспериментальных работ в обоснование безопасности АЭС нового поколения с ВВЭР-500. В сб. "Теплофизика-90", Обнинск. ФЭИ, 1990. -С.22-26.

18. Борисенков А.Э. Оптимизация структурных схем и параметров АЭС с ВВЭР в условиях повышения безопасности. Диссертация на соиск. ученой степени кандидата техн. наук . Саратов, 1990. -167 с.

19. Букринский A.M. Современные требования к управлению запроектными авариями на АЭС// Теплоэнергетика, 1998, № 5 С. 22-25.

20. Буйнов Н.К., Каплун С.М., Попырин М.С. Учет надежности при оптимизации схем энергоблоков АЭС с ВВЭР//Атомная энергия. 1984, № 57, Вып. 3,-С. 157-161.

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

22. Вентцель Е.С. Исследование операций. М. 1972. - 551 с.

23. Вознесенский В.А., Воронин JIM. Опыт эксплуатации и перспективы развития атомных электростанций с ВВЭР в Российской Федерации. // Теплоэнергетика, 1998, № 5, С. 2-6.

24. Вопросы методологии управления безопасностью в регионах с высокорисковыми объектами./ В.А. Хрусталев, А.И. Попов, Е.А. Ларин и др. // Безопасность труда в промышленности, 1994, №9. С. 31-35.

25. ВВЭР: новый проект или ступень мощности. / Р.З. Аминов, Э.И. Пакх, В.И. Сафонов, В.А. Хрусталев и др.// Атомная энергия, т. 70, вып. 2, 1991. С. 128-130.

26. Гиршфельд В.Я., Скловская Е.Г. Определение аварийной недовыработки электроэнергии при технико-экономическом сопоставлении вариантов паротурбинных установок.//Теплоэнергетика,- 1970, -№10, -С. 29-33.

27. Гершевич Б.А., Безлепкин В.В., Ермолаев В.Ф. и др. "Система аварийного охлаждения реакторной установки" Патент N 2050025.

28. Гиршфельд В.Я.^ Князев A.M., Куликов В.Е. Режимы работы и эксплуатации ТЭС. М. "Энергия", 1980. 286 с.

29. Гмурман В.Е. Теория вероятностей и математическая статистика. М.: Высшая школа, 1977. - 479 с.

30. Декларация безопасности Балаковской АЭС. Балаково, 1997.

31. Иванов В. А. Режимы мощных паротурбинных установок. -JL: Энергоатомиздат, 1986. 248 с.

32. Иванов В.А. Особенности регулирования турбоагрегатов АЭС. // Теплоэнергетика,- 1982, № 4. - С. 27-30.

33. Иванов В.А. Эксплуатация АЭС. Энергоатомиздат.- Санкт-Петербургское отделение. 1994. - 384 с.

34. Игнатенко Е.И., Пыткин Ю.Н. Маневренность реакторов типа ВВЭР. -М.: Энергоатомиздат, 1985, 83 с.

35. Иванов A.A. Оптимизация паротурбинных установок АЭС с учетом режима использования: Автореф. дис. канд. техн. наук. Иркутск: - СЭИ СО АН СССР, 1984.-22 с.

36. Клемин А.И., Тарасюк А.Ф., Зверева Г.А. Учет специфики полупиковых АЭС при выборе проектных показателей надежности их оборудования. // Вопр. атомн. науки и техники, физики и технол. яд. реакт. -М., 1980, № 1/10, - С. 73-76.

37. Клемин А.И., Емельянов B.C., Морозов В.Б. Расчет надежности ядерных энергетических установок. Марковская модель. М.: Энергоатомиздат, 1982. - 208 с.

38. Клемин А.И., Стригулин М.М. Некоторые вопросы надежности ядерных реакторов. М: - Атомиздат- - 1968. 352 с.

39. Китушин В.Г. Надежность энергетических систем. М. Высшая школа, 1984. 255 с.

40. Концепция развития энергетики Дальнего Востока. Отчет института Ленгидропроект. С.-Петербург. 1996.

41. Концепция безопасности при запроектных авариях АЭС с ВВЭР640/ В.В. Безлепкин, В.А. Горбаев, A.B. Молчанов и др.// Теплоэнергетика, 1995, № 12.

42. Ларин Е.А. Технико-экономическая оптимизация высокотемпературных АЭС. Изд-во Саратов, гос. ун-та. Саратов, 1989, -120 с.

43. Ларин Е.А. Методы и модели расчета и обеспечения надежности в задачах оптимизации комбинированных энергоустановок и систем. // Вопросы повышения эффективности теплоэнергетических установок и систем. Юбилейный научн. сб. Саратов: СГТУ. - С. 12-18

44. Ларин Е.А., Сандалова Л.А., Дербова О.В. Метод расчета надежности энергоснабжающих систем. // Тезисы докладов к Всесоюзному научно-техническому совещанию «Повышение надежности систем теплоснабжения», Сент. 1988, г. Чайковский 1988. - С 17-18.

45. Ларин Е.А. Рыжов A.B. Методика оптимизации природоохранных мероприятий в условиях развиитя энергосистемы. / Основы создания экологически чистых объектов в энергетике и на промышленных предприятиях. Межвуз. Научн. сб. Саратов. - 1992. С. 49-55.

46. Методические рекомендации по оценке эффективности инвестиционных проектов атомных электростанций. М. 1996. Минатомэнерго.

47. Надежность теплоэнергетического оборудования ТЭС и АЭС. /Под ред. Андрющенко А.И. М: Высшая школа. - 1991.-302 с.

48. Нормы радиационной безопасности (НРБ-96) Гигиенические нормативы ГН 2.6.1.054 96.2.6.1. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность. Госсанэпиднадзор России М. 1996.

49. Общая концепция безопасности АЭС с ВВЭР-640. / В.А. Горбаев, М.А. Быков, В.Ф. Ермолаев и др. // Теплоэнергетика, 1995. № 12. С. 14-18.

50. Об эффективности получения дополнительной мощности на энергоблоках АЭС с ВВЭР/ Р.З. Аминов, В.А. Хрусталев, A.A. Сердобинцев и др.// Атомная энергия.- 1986.- Т.61, Вып.6.- С.397-401.

51. Об обеспечении и эффективности реализации регулировочного диапазона мощных ВВЭР в перспективных энергосистемах/ Р.З. Аминов, В.А. Хрусталев, A.C. Духовенский и др.// Изв. вузов- Энергетика, 1984. - № 7,C. 66-69.

52. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций при проектировании, сооружении и эксплуатации ( ОПБ-88/92). М, 1992.

53. Патент 2050025. Россия. Система аварийного охлаждения реакторной установки./ Б.А. Гершевич, В.В. Безленкин, В.Ф. Ермолаев и др.

54. Показатели эффективности атомных установок в энергосистемах. / А.И. Андрющенко, В.Я. Онищенко, А.Б. Дубинин, Е.А. Ларин// Известия вузов СССР Энергетика. -1983.- № 5. - С. 47-51.

55. Попырин Л.С. Структурная надежность энергетических установок. // Теплоэнергетика, 1988. -№ 7. - С. 35-40 .

56. Практическое руководство по методике оценки эффективности инвестиционных проектов АЭС. М. 1996. Минатомэнерго.

57. Правила проектирования и изготовления топливных сборок для ядерных установок с реакторами водо-водяного типа. RCC-C, апрель 1984 г. (с дополнениями на сентябрь 1989 г.).

58. Правила проектирования и сооружения атомных электростанций с водоводяными реакторами 900 Мвт, RCC-P, 4-е издание, сентябрь 1991 г.

59. Правила проектирования и сооружения систем атомных электростанций с реактором типа PWR-1400 МВт, RCC-P, издание 1, октябрь 1991.

60. Проект атомной электростанции нового поколения с реакторной установкой ВВЭР-640. / А.Л. Лапшин, И.В. Кухтевич, М.Ф. Рогов и др.// Теплоэнергетика, 1995. № 12. -С.21-26.

61. Реакторная установка В-320. Проектные материалы. М: ИАЭ им. И.В. Курчатова, 1989 г.

62. Реакторная установка В-407. Проектные материалы.

63. Руководство по планированию и организации эвакуации населения при чрезвычайных ситуациях. М. ВНИИГОЧС-1994.

64. Рухманов Л.Н. Проблемы проектирования организации строительства АЭС/ Энергетическое строительство, 1988. № 12. -С. 15-17.

65. Руденко Ю.Н., Ушаков И.А. Надежность систем энергетики. М. Энергоатомиздат. 1986. 252 с.

66. Состояние и перспективы обеспечения безопасности Балаковской АЭС./ П.Л. Ипатов, В.И. Басов, Е.А. Ларин, В.А. Хрусталев. // Безопасность труда в промышленности, 1996, № 8. -С. 34-37.

67. Савченко В.А., Сковородько С.Н. Прекращение эксплуатации АЭС по истечении срока службы// Итоги науки и техники.: Атомная энергетика.-ВИНИТИ, -М.: 1985. -Вып. 4.-124 с.

68. Техническое задание на разработку технического проекта АЭС в Индии мощностью 2000 Мвт, Киев, 1990.

69. Техническое задание на АЭС Ляньюньган, приложение 1 к Контракту на технический проект N0 ЬУв №>Р-11-97-002/85-265-47100, М., 1997.

70. Технические требования к маневренным характеристикам блоков АЭС с реакторами на тепловых нейтронах типа РБМК, РБМКП и ВВЭР. (проект). М., 1977.

71. Технико-экномическое обоснование строительства Дальневосточной АЭС. Схема выдачи мощности от 4-х энергоблоков АЭС нового поколения с реакторами средней мощности повышенной безопасности. Отчет института "Дальэнергосетьпроект". Владивосток, 1992.

72. Хрусталев В.А. Об оптимальном участии блоков ТЭС и АЭС в покрытии переменных графиков нагрузки. // В сборнике "Энерготехн. использ. низкосорт. твердых топлив и защита окруж. среды. Саратов, 1988. С. 104107.

73. Хрусталев В.А., Ларин Е.А., Мишин В.Н. Вопросы формирования компенсационных выплат высокорисковыми атомно-энергетическими объектами. // Известия вузов и энергообъединений СНГ 1996. -№ 9,10. - С. 27-31.

74. Хрусталев В.А., Мишин В.Н., Ларин Е.А. Формирование компенсационных выплат высокорисковыми атомно-энергетическими объектами// Сборник трудов СГТУ, Саратов, 1996.

75. Хрусталев В.А., Осадчий А.И. Учет специфических особенностей ВВЭР при проектировании энергоблоков АЭС.// Сборник трудов СГТУ, Саратов, 1996.

76. Хрусталев В.А. АЭС с ВВЭР в энергосистемах: пути режимной адаптации. // Атомная энергия, т.71. вып. 6, 1991. -С. 552-555.

77. Шевелев Я.В. Применение дисконтированных затрат для оценки эффективности хозяйственных мероприятий в ядерной энергетике.// Экономика и математические методы.-1984.-Т.20. Вып. 6. С.1103 - 1112.

78. Шевелев Я.В. О цене информации в ядерной энергетике// Атомная энергия. 1984. - Т.57. Вып. 3. - С. 147-153.

79. Эксплуатационные режимы во до-водяных энергетических реакторов/ Под ред. Ф.Я. Овчинникова. -М.: Атомиздат, 1988. 279 с.

80. Эффективность создания, корпусных реакторов с естественной циркуляцией./ Р.З. Аминов, В.А. Хрусталев, А.Э. Борисенков, А.С. Духовенский. / Атомная энергия, т. 69. вып. 4. октябрь 1990. -С. 207-211.

81. Ermolaev V."VVER-640: Status and Constraction", JAIF-Minatom Seminar On Future Light Water Reactor, Japan, Tokyo, January 22-24, 1996.

82. Fedorov V.G., Afrov A.M., Rogov M.F., Ermolaev V.F., Molchanov A.V., "WWER-640 Reactor Plants Basic Design Features", International Seminar New generation Nuclear Power Plants. Poland. Warsawa, September 25-27, 1996.

83. Ermolaev V., "VVER-640 Capitalising on Passive Features". Nuclear Engineering International, October, 1996.

84. Russian-German Seminar on R&D Programs on Severe Accidents to Support the Design and Safety Assessment "of the Reactor Concept WWER-640/407, Russia. Moscow, September 16,1996.

85. OECD/CSNI Workshop on In-Vessel Core Debris Retention and Coolability, TUM Munich-Garching, March 3-6, 1998.

86. Johnson F.T. Modular Constraction Approgch for Advanced Nuclear Plauts; Conway L.E. Stewart W.A. Ptewart W.A. Passive Containment Colliny for Advanced PWR. Trans, of ANS.-1988.-v.57pl91-193.

87. Brewer Sheldy T.C-E/s Advanced PWR for 1990sU Nucl.Eleeg. Vint-1987-32.-N 398.- c.59-60.

88. Sizewell B Power Station. Technical outline, 1995. Nuclear Electric. Suffolk.