Приказ
Скачать 1.98 Mb.
|
| Здесь наиболее рациональным представляется следующий подход: разработка нового котла-утилизатора производится после определения объекта (площадки) под конкретный заказ. Далее проект может тиражироваться в случае отсутствия дополнительных требований Заказчика по параметрам, мощности, схемным решениям и т.д. С учетом наработанного российскими специалистами опыта проектирования и сооружения угольных электростанций предлагается следующий типоразмерный ряд энергоблоков на ССКП (давление 28 МПа, температура первичного и вторичного пара соответственно 600/620 °C): - 330 (350) МВт с котлами паропроизводительностью 1000 т/ч; - 660 (700) МВт с котлами паропроизводительностью 1970 т/ч; - 990 (1070) МВт с котлами паропроизводительностью 3000 т/ч. Так как указанные параметры пара в российской энергетике еще не освоены, они должны фигурировать в нормативных документах наряду с освоенными (545/545; 570/570 °C и 25 МПа). Причем параметры могут варьироваться в зависимости от вида топлива и других факторов. По мере освоения более высоких параметров нормативная база унифицированных параметров должна корректироваться. Вместе с тем, целесообразно дополнить данный ряд мощностью 225 МВт (соответственно паропроизводительность котла - 640 т/ч). Несмотря на то, что данная мощность соответствует докритическому уровню давления в котле, в настоящее время она является востребованной. Это может быть объяснено сложившейся инфраструктурой на ряде энергообъектов, а также необходимостью улучшения ситуации с точки зрения резервирования мощности и регулирования частоты электросети. На данной мощности освоены повышенные параметры пара (570/570 °C). Предлагается следующий типоразмерный ряд котлов с ЦКС для блочных ТЭС и ТЭЦ с поперечными связями, унифицированный по конструкции для групп топлив: - котлы паропроизводительностью 640 т/час с естественной циркуляцией и температурой перегрева пара 565 - 585 °C для блоков 225 МВт; - котлы паропроизводительностью 1000 т/час прямоточные с температурой перегрева пара 565 - 585 °C для блоков 330 МВт; - котлы паропроизводительностью 230 - 500 т/час с естественной циркуляцией и температурой перегрева 545 - 585 °C для ТЭЦ с поперечными связями. В рамках каждой определенной мощности энергоблока будет иметь место весьма значительная номенклатура типоразмеров котлов и котельно-вспомогательного оборудования. Это является следствием обширности номенклатуры используемых энергетических углей. Говорить о типовом (унифицированном) пылеугольном котле можно только применительно к наиболее распространенным и востребованным энергетическим углям, таким, как, например, каменные углям марок Г и Д, отдельные марки бурых углей, экибастузские, антрациты. Причем конструкции котлов даже для широко распространенных углей могут иметь несколько унифицированных вариантов, целесообразность которых объясняется технико-экономическим аспектом (например, цена, затраты на монтаж и т.д.) либо предпочтениями Заказчика. Для котлов с ЦКС возможно создание унифицированных котлов по 3-м группам топлив. 3. Баланс перспективного спроса и предложения энергетического оборудования Прогнозные данные по росту потребления электроэнергии, которое задает необходимые темпы ввода генерирующих мощностей, на сегодняшний день содержатся в трех документах - "Концепция долгосрочного социально-экономического развития Российской Федерации на период до 2020 года", Генсхема и "Энергетическая стратегия Российской Федерации до 2030 года". Ниже приведены данные о программах вводов и выводов из эксплуатации энергоблоков по направлениям генерации. 3.1. Развитие атомной электроэнергетики На рисунке 5 представлена динамика развития атомной генерации. Рис. 5. Динамика развития атомной генерации (источник: ЗАО "АПБЭ") В целях обеспечения представленной на рисунке 5 программы развития атомной генерации необходимо, соответственно, выполнить программу вводов и выводов энергоблоков атомных электростанций в объемах установленной мощности, приведенных на рисунке 6. Рис. 6. Программа вводов и выводов в атомной генерации (ГВт) (источник: ЗАО "АПБЭ") Перечень выводимых энергоблоков атомных электростанций представлен в таблице 11. Табл. 11. Перечень выводов из эксплуатации энергоблоков атомных электростанций (источник: ЗАО "АПБЭ")
География вводов представлена на Рис. 7 Рис. 7. География вводов энергоблоков атомных электростанций (источник: ЗАО "АПБЭ") 3.2. Развитие гидроэлектроэнергетики На рисунке 8 представлена динамика развития ГЭС-ГАЭС (с учетом реконструкции). Рис. 8. Динамика развития ГЭС-ГАЭС (с учетом реконструкции) (источник: ЗАО "АПБЭ") В целях обеспечения представленной на рисунке 8 программы развития гидроэнергетики необходимо, соответственно, выполнить программу вводов энергоблоков ГЭС и ГАЭС в объемах установленной мощности, приведенных на рис. 9. Рис. 9. Программа новых вводов энергоблоков ГЭС и ГАЭС (ГВт) (источник: ЗАО "АПБЭ") Перечень наиболее крупных вводов представлен в таблице 11. Табл. 11. Перечень наиболее крупных вводов ГЭС и ГАЭС (источник: ЗАО "АПБЭ")
География вводов представлена на рисунке 10. Рис. 10. География вводов новых ГЭС и ГАЭС (источник: ЗАО "АПБЭ") 3.3. Развитие теплоэлектроэнергетики На рисунке 11 представлена динамика развития ТЭС (с учетом реконструкции). Рис. 11. Динамика развития ТЭС (с учетом реконструкции) (источник: ЗАО "АПБЭ") В целях обеспечения представленной на рисунке 11 программы развития теплоэлектроэнергетики необходимо, соответственно, выполнить программу новых вводов и выводов энергоблоков ТЭС в объемах установленной мощности, приведенных на рисунке 12. Рис. 12. Программа новых вводов и выводов энергоблоков теплоэнергетики (ГВт) (источник: ЗАО "АПБЭ") География размещения ТЭС представлена на рисунке 13. Рис. 13. География размещения ТЭС (источник: ЗАО "АПБЭ") Вводы мощностей в соответствии с договорами о предоставлении мощностей (ДПМ) согласно распоряжению Правительства Российской Федерации от 11.08.2010 N 1334-р представлены на рисунке 14. Рис. 14. Вводы мощности в соответствии с ДПМ (источник: ЗАО "АПБЭ") 3.4. Стратегические направления модернизации энергетического оборудования электроэнергетики 3.4.1. Атомная электроэнергетика Современная атомная электроэнергетика, производя до 16% общей выработки электроэнергии, играет заметную, но далеко не основную роль в энергообеспечении России. Между тем, возрастающие экологические, экономические и геополитические проблемы доминирующей сегодня энергетики на основе органического топлива требуют поиска путей существенного расширения роли атомной электроэнергетики с превращением ее в один из основных источников энергии третьего тысячелетия. Масштабы использования ядерной энергии и сегодня, и в будущем определяются как внешними условиями (рост потребности общества в энергетических услугах, степень обострения проблем с органическим топливом, сырьевой потенциал ядерной энергетики), так и собственными показателями атомной электроэнергетики в части безопасности, использования сырьевых ресурсов, решения проблемы отходов ядерного топлива, нераспространения и, в конечном счете, ее экономической эффективности в выработке энергетических услуг различных видов (электроэнергии, промышленной и бытовой теплоты, транспортного топлива). Современные АЭС безопасны, экологически привлекательны и, без учета так называемых "отложенных проблем", вырабатывают конкурентоспособную электроэнергию. Сегодня атомная электроэнергетика и России, и мира базируется на технологиях тепловых водяных реакторов и открытого топливного цикла. Однако существующая технологическая база по ряду причин не может быть положена в основу крупномасштабной атомной электроэнергетики как энергосистемы будущего. Три хорошо известные проблемы препятствуют этому: - низкая эффективность полезного использования добываемого природного урана - менее 1%, сырьевая ограниченность; - разомкнутость топливного цикла с необходимостью организации долговременного хранения непрерывно возрастающего количества ядерных материалов; - ограниченное использование атомной энергии - только для производства базовой электроэнергии. Научные, конструкторские и технологические работы по поиску путей решения отмеченных проблем ведутся уже более полувека по ряду направлений. Одним из самых перспективных направлений с начала 50-х годов стала разработка технологий замкнутого топливного цикла ядерной энергетики с реакторами-размножителями на быстрых нейтронах, что включает изготовление смешанного уран-плутониевого топлива, переработку отходов ядерного топлива и многократное использование (рециклинг) топлива в быстрых реакторах. Кроме того, длительное время ведутся разработки по расширению сферы применения атомной энергии для неэлектрических целей, включая производство водородного топлива. Именно такие технологии, доведенные до коммерческого уровня, могут составить основу новой технологической платформы ядерной энергетики 21 века. Принципиальное свойство новой технологической платформы - это переход на использование в качестве сырья - вместо ископаемого ограниченного по ресурсам природного урана - на использование плутония, накапливаемого в отходах ядерного топлива, в смеси с обедненным ураном, накопленного в огромных количествах в отвалах обогатительного производства. Достигнутые к настоящему времени результаты обеспечивают России лидирующие позиции в технологической готовности к инновационному развитию своей ядерной энергетики. Будущее атомной энергетики России зависит от решения трех главных задач: - поддержание безопасного и эффективного функционирования действующих АЭС и их топливной инфраструктуры; - постепенное замещение действующих АЭС энергоблоками традиционных типов повышенной безопасности (третье поколение), осуществление на их основе в последующие 20 - 30 лет умеренного роста установленной мощности атомных энергоблоков и увеличения экспортного потенциала АЭС; - разработка и внедрение в промышленных масштабах ядерной энерготехнологии, отвечающей требованиям крупномасштабной энергетики по экономике, безопасности и топливному балансу. Структура атомной электроэнергетики России будет в значительной степени определяться масштабами ее востребованности. При умеренном росте установленной мощности АЭС атомная электроэнергетика России останется в течение ближайших десятилетий практически однокомпонентной с незначительной энергетической долей быстрых реакторов. В случае интенсивного развития атомной электроэнергетики решающую роль в ней станут играть быстрые реакторы. Формат развития атомной электроэнергетики до 2020 г. определен Генсхемой, согласно которой предполагается введение 26 новых крупных атомных энергоблоков (более 1000 МВт единичной мощности), а также ряда блоков средней и малой мощности. Помимо ввода новых мощностей Генсхема предполагает реализацию до 2015 года программы повышения выработки электроэнергии на действующих блоках (форсаж мощности, повышение коэффициента использования установленной мощности (КИУМ) и КПД). Одновременно до 2020 года 4 ГВт атомных мощностей будут выведены из эксплуатации в силу исчерпания своего ресурса. Ключевым направлением стратегии в области инжиниринговой деятельности, направленным на обеспечение технологического лидерства в 2020 - 2030 гг., состоит в развитии технологии ядерной системы паропроизводства (ЯСПП) с реактором на быстрых нейтронах. Концепция быстрого реактора с плотным нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем является наиболее перспективной для создания базы новой ядерной энерготехнологии с внутренне присущей безопасностью. Философия внутренне присущей безопасности связывает достижение безопасности не столько с наращиванием инженерных средств и требований для уменьшения вероятности тяжелых аварий, сколько с физическими и химическими качествами и закономерностями, присущими цепной реакции, топливу, теплоносителю и позволяющими детерминистическим образом исключить возникновение или развитие аварий с катастрофическими последствиями. Принцип внутренне присущей безопасности должен быть распространен на весь топливный цикл с учетом проблемы радиоактивных отходов и режима нераспространения и включать в себя: - детерминистическое исключение тяжелых реакторных аварий и аварий на предприятиях ядерного топливного цикла; - трансмутационный замкнутый ядерный топливный цикл с фракционированием продуктов переработки отходов ядерного топлива; - технологическую поддержку режима нераспространения. Базой российского инжиниринга ЯСПП является технология ВВЭР, которая при наличии ряда особенностей относится к наиболее распространенной в мире технологии PWR. Стратегия предполагает модернизацию и унификацию существующих проектов АЭС, оформление технологии ВВЭР как базовой и формирование единого "держателя" и разработчика технологии (сейчас она "распределена" между более чем 10 различными НИИ и КБ). Решению этой задачи посвящен проект "АЭС-2006", начатый Росатомом в 2005 году. Он является основой для реализации Генсхемы и программы серийного строительства АЭС до 2020 года. Специфика локальных энергетических рынков и глобальная конкуренция требуют расширения российского предложения и создания конкурентоспособных ядерных энергоблоков средней (до 650 МВт) и малой (до 100 МВт) мощности. На решение этой задачи направлен проект "АЭС-2009", предполагающий ревизию ряда традиционных решений технологии ВВЭР для сокращения сроков строительства и уменьшения эксплуатационных расходов. |
Похожие:
 |  | Переход к страховщику прав страхователя (выгодоприобретателя) на возмещение ущерба по отношению к третьим лицам (суброгация) | |
| Переход к страховщику прав страхователя (выгодоприобретателя) на возмещение ущерба по отношению к третьим лицам (суброгация) | | И атомному надзору приказ от 27 марта 2008 г. N 182 о внесении изменений и дополнений в приказ Федеральной службы |
| Внести в приказ мчс россии от 24. 02. 2009 №91 «Об утверждении формы и порядка регистрации декларации пожарной безопасности» (зарегистрирован... | | Приказ руководителя организации о возмещении вреда в связи с увечьем, профессиональным заболеванием либо иным повреждением здоровья,... |
| Такой приказ должен быть один по учреждению, он является своего рода законом, а инструкции и положения конкретно детализируют и регламентируют... | | Данный приказ вводится в действие с 16 июня 2014 года |
| Данный приказ до сведения руководителей подведомственных образовательных организаций | | Внести изменения в Приказ мвд россии от 15 марта 1999 г. N 190 "Об организации и проведении государственного технического осмотра... |