Анализ положения ОАО «СПбАЭП» в отрасли в региональном и глобальном разрезах, тенденций развития атомной отрасли и атомного инжиниринга,

Анализ положения ОАО «СПбАЭП» в отрасли в региональном и  глобальном разрезах, тенденций развития атомной отрасли и атомного инжиниринга, анализ конкурентной среды ОАО «СПбАЭП»

 

 

Содержание:

1. Обзор состояния и тенденций в отрасли
2. Эконономическая и социальная значимость Предприятия.
3. Виды выпускаемой продукции
4. Анализ положения в отрасли
5. Анализ внешней среды макроуровня
6. Анализ внешней среды микроуровня.
7. Анализ внешней среды микроуровня.
8. SWOT-анализ:
9. Проведение реструктуризации.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Энергетическая отрасль. Индустрия атомной энергетики.

Мировой и российский опыт.

Спрос на электроэнергию в индустриальном обществе определяется многообразием источников его потребления, включая:

Промышленность 
- предприятия, работающие в непрерывном режиме 24 часа в сутки. 
- предприятия, работающие 8-10 часов по будним дням.

Торговля 
- большая часть предприятий, работающих по 10-15 часов в сутки

Общественный транспорт

- работающий  в течение дня и вечером.

Дома 
- отопление или кондиционирование, главным образом в течение дня и вечера. 
- приготовление пищи (утром и вечером). 
- изменение уровня подачи воды и потери тепла, особенно в течение ночи.

 

Из-за больших флуктуаций в потреблении электроэнергии в течение дня, необходимо иметь несколько типов электростанций, покрывающих как базисные и промежуточные, так и пиковые нагрузки. Базисные нагрузки обычно компенсируются крупными электростанциями на уровне их номинальной мощности. В Австралии, например, это тепловые электростанции, работающие на органическом топливе, в то время как в Канаде это комбинация атомных электростанций, гидроэлектростанций и тепловых электростанций. Станции для снабжения промежуточных и пиковых нагрузок должны выравнивать общие нагрузки в сети при нескольких включениях в течение суток. Для этих целей используются различные методы и устройства, включая газовые турбины, паровые котлы, работающие на жидком топливе, гидроэлектростанции. Оборудование для компенсации пиковых нагрузок характеризуется низкой стоимостью основных средств, и относительно высокой стоимостью топлива. Станции же для базисного снабжения электроэнергией разрабатываются таким образом, чтобы минимизировать стоимость топлива, а относительно высокая стоимость основных средств может быть скомпенсирована доходами от производства и продажи энергии в течение нескольких лет. Самую дешевую электроэнергию потребитель получает в том случае, когда возрастание пиковой нагрузки очень мало, и установившийся базисный уровень потребления достаточен для бесперебойных поставок энергии. Однако, любая действующая система энергоснабжения должна учитывать возможные аварийные и профилактические остановки оборудования. Базисные электростанции в Виктории (Австралия), например, составляют более половины всех генерирующих мощностей и производят более 85 процентов полного производства электроэнергии. Примерно одна третья часть генерирующих мощностей используется для компенсации промежуточных нагрузок в течение суток. Пиковые нагрузки компенсируются имеющимся небольшим резервом энергии в моменты значительного увеличения потребления электроэнергии. Система энергоснабжения в Виктории достаточно типична для многих развитых стран. Стоимость оборудования электростанций пиковой нагрузки, типа газовых турбин, примерно в два раза ниже стоимости базовых станций, работающих на угле. Кроме того, такие станции достаточно быстро строятся и вводятся в эксплуатацию. Однако, стоимость газового топлива намного дороже стоимости угля, затраченного на единицу произведенной энергии. Использование современных газотурбинных установок, имеющих более высокую эффективность, может уменьшить это различие. В местах, где позволяют географические условия местности, можно создавать запасы воды в водохранилищах и использовать ее для производства электроэнергии с помощью гидроэлектростанций для компенсации пиковых нагрузок . Стоимость таких станций может быть столь же низка как и стоимость электростанций, использующих газовое топливо, а их эксплуатация позволит увеличить продолжительность вклада базовых станций в общую нагрузку электрической сети.

График нагрузки Викторианской (Австралия) электросети График нагрузки Викторианской (Австралия) электросети в течение одного зимнего буднего дня. Показаны относительные вклады пиковой, промежуточной и базовой нагрузки. Форма кривой заметно изменяется в соответствии с характером потребления электроэнергии: пики отражают увеличение потребления в течение дня, связанное с необходимым отоплением помещений. Заметим, что при базисном потреблении приблизительно в 4100 МВатт, общее производство электроэнергии должно иметь резерв, по крайней мере, на 50 % больше этой величины. Последнее может быть обеспечено дополнительной электростанцией с промежуточной загрузкой мощности или регулируемым выходом мощности основной электростанции. Максимальные нагрузки обычно компенсируются дополнительными гидро- или газо-турбинными генераторами. Конкуренция на рынке производителей электроэнергии, несомненно, может способствовать принятию более оптимальных решений при определении необходимых источников дополнительной энергии в моменты пиковых нагрузок.

Все большее количество стран — и развитых, и развивающихся, — сегодня приходят к необходимости начала освоения мирного атома. Сегодня в мире обозначилась тенденция, получившая название «ядерный ренессанс». Самые сдержанные прогнозы говорят о том, что в перспективе 2030 года на планете будет эксплуатироваться до 500 энергоблоков (для сравнения, сейчас их насчитывается 430).

              Ежегодно атомные станции в  Европе позволяют избежать эмиссии 700 миллионов тонн СО2, а в Японии — 270 миллионов тонн СO2. Действующие АЭС России ежегодно предотвращают выброс в атмосферу 210 млн тонн углекислого газа. По этому показателю наша страна находится лишь на четвертом месте в мире.

Больше всего АЭС (63 АЭС, 104 энергоблока) эксплуатируется в США. На втором месте идет Франция (58 энергоблоков), на третьем — Япония (50 блоков в эксплуатации). Для сравнения: в России эксплуатируется 10 АЭС (32 энергоблока).

 

 

На схеме изображены объемы атомной энергии в суммарном объеме производимой энергии в странах, использующих АЭС.

 

Крупнейшая в мире АЭС — это Kashiwazaki Kariva (Япония) мощностью 8200 МВт (7 реакторов типа BWR установленной мощностью 110—1356 МВт). Cамая крупная в Европе — это Запорожская АЭС (Украина) мощностью 6000 МВт (6 реакторов ВВЭР-1000). В России наибольшую мощность имеют Балаковская, Ленинградская, Калининская и Курская АЭС (по 4 реактора мощностью 1000 МВт каждый).

2010 год  стал наилучшим по количеству  новых пусков за все десять  лет XXI столетия. В строй вошли  пять новых блоков: два в Китае (Lingao-3 и Qinshan II-3), по одному в России (энергоблок № 2 Ростовской АЭС), Индии (Rajasthan-6) и Южной Корее (Shin-Kori-1).

             База данных PRIS засчитывает блок  после подключения его к электрической  сети, поэтому Kaiga-4 (синхронизирован  с индийской южной энергосистемой 19 января 2011 г.) и Busher-1 (Иран) числятся  в ней строящимися. 
В стадии строительства в мире находятся 65 энергоблоков, причем 43 из них — в Азии.

В 2010 г. началось строительство сразу 15 энергоблоков: девяти в Китае (на блоке Fuging-3 работы стартовали 31 декабря 2010 г.), двух — в России, двух — в Индии, одного — в Японии и одного — в Бразилии. 
Согласно базе данных МАГАТЭ по энергетическим реакторам (PRIS) на начало 2011 года в мире эксплуатировались 442 ядерных энергоблока общей мощностью 375 001 МВт.

 

 

 

 

Принципы работы ядерных реакторов

Основным элементом реактора является активная зона — конструктивно выделенный объем, куда загружается ядерное топливо и где протекает управляемая цепная реакция. Во время нее уран-235, являющийся основой ядерного топлива, делится медленными (тепловыми) нейтронами, при этом выделяется огромное количество тепла. Оно отводится из активной зоны теплоносителем (в реакторах ВВЭР это обычная вода). Затем с помощью сепараторов, парогенераторов и турбин это тепло преобразуется в электроэнергию. Таким образом, на АЭС происходит три взаимных преобразования форм энергии: ядерная энергия переходит в тепловую, тепловая — в механическую, механическая — в электрическую.

Теплоноситель подаётся циркуляционными насосами в теплообменник (парогенератор), где отдает свое тепло второму контуру теплообмена. Полученный при этом пар под высоким давлением подается на лопатки турбин в машинном зале. Под действием своего давления пар приводит в движение лопасти турбин, которые в свою очередь вращают вал генератора электрической энергии. При вращении вала генератора вырабатывается электрический ток, напряжение которого повышается с помощью трансформатора для последующей доставки потребителям на большие расстояния по линиям электропередач.

После того, как теплоноситель второго контура отдал свою энергию на вращение турбин, он подается в конденсатор, где охлаждается и в виде воды снова подается в парогенератор.

 

 

Безопасность атомной энергетики

АЭС Российской Федерации эксплуатируются надежно и безопасно, что подтверждается результатами регулярных проверок как независимых органов (Ростехнадзора), так и международных организаций (ВАО АЭС и др.) За последние 5 лет на российских АЭС не зафиксировано ни одного серьезного нарушения безопасности, классифицируемого выше нулевого (минимального) уровня по международной шкале ИНЕС. По критерию надежности работы АЭС Россия вышла на второе место в мире среди стран с развитой атомной энергетикой, опередив такие развитые государства, как США, Великобритания и Германия. 

Высокая степень безопасности АЭС России обеспечена множеством факторов. Основные из них – это принцип самозащищенности реакторной установки, наличие нескольких барьеров безопасности и многократное дублирование каналов безопасности. Необходимо отметить также применение активных (то есть требующих вмешательства человека и наличия источника энергоснабжения) и пассивных (не требующих вмешательства оператора и источника энергии) систем безопасности. Кроме того, на всех станциях действует культура безопасности на всех этапах жизненного цикла: от выбора площадки (обязательно только в тех в местах, где отсутствуют запрещающие факторы) до вывода из эксплуатации. Во многом благодаря сочетанию этих элементов опыт стабильной эксплуатации водо-водяных реакторов ВВЭР составляет уже более 1400 реакторо-лет.

В реакторах ВВЭР применена композиция активной зоны, которая обеспечивает «самозащищенность» реактора или его «саморегулирование». Если поток нейтронов увеличивается, растет температура в реакторе и появляется избыточный пар. Но реакторные установки сконструированы таким образом, что само появление в активной зоне пара приведет к ускоренному поглощению нейтронов и прекращению цепной реакции. Этот эффект специалисты называют отрицательным «коэффициентом» реактивности, как температурным, так и паровым. Таким образом, сама физика ректора обеспечивает самозащищенность на основе естественных обратных связей («отрицательная реактивность»).

Чтобы быстро и эффективно остановить цепную реакцию, нужно «поглотить» выделяемые нейтроны. Для этого используется поглотитель (как правило, карбид бора). Стержни с поглотителем вводятся в активную зону, нейтронный поток поглощается, реакция замедляется и прекращается. Для того, чтобы стержни попали в активную зону при любых условиях, на российских АЭС их подвешивают над реактором и удерживают электромагнитами. Такая схема гарантирует опускание стержней даже при обесточивании энергоблока: электромагниты отключатся и стержни войдут в активную зону просто под действием силы тяжести (без каких-либо дополнительных команд персонала). В этом отличие отечественных проектов от американского, использованного в Японии на АЭС «Фукусима-1» (он предполагал введение стержней снизу).

На российских АЭС в основном применяются двухконтурные схемы, в которых тепло может отводится прямо в воздух без участия каких-либо внешних источников водоснабжения. Двухконтурная схема принципиально более безопасна, чем использованная в Японии одноконтурная, потому что все радиоактивные среды находятся внутри защитной оболочки (контайнмента), а в первом контуре нет пара - риск «оголения» топлива и его перегрева принципиально ниже. Кроме того, реакторы ВВЭР комплектуются 4 парогенераторами, системы отвода тепла многопетлевые, то есть в них обеспечиваются значительные резервы воды.

Если все же подача воды через резервные трубы необходима, на АЭС установлены отдельные насосы «аварийного расхолаживания» (по насосу на каждую трубу).

На российских АЭС с водо-водяными реакторами (ВВЭР) с учетом принципа единичного отказа и возможного необнаруживаемого отказа предусмотрены 3 независимых канала систем безопасности, каждый из которых может выполнить функции всей системы. Системы безопасности рассчитаны на ликвидацию максимальной проектной аварии с разрывом главного циркуляционного трубопровода 1 контура максимального диаметра. Запасы воды также обеспечены многократно: сначала она будет подана из резервных емкостей, установленных в самом энергоблоке, а затем, если этой воды будет все еще недостаточно, вода начнет подаваться из трех дополнительных резервуаров. Питание всех резервных насосов обеспечивается также автономно: каждый будет работать от своего дизель-генератора. Все генераторы располагаются в отдельных строениях, что не допускает их одномоментного выхода из строя. Любой из этих каналов (в случае отказа остальных) обеспечивает полный отвод тепла.

Работа всех этих защитных систем вместе потребуется только в случае максимальной проектной аварии. Все это количество воды, пролитое в реактор, аккумулируется специальной системой сбора и охлаждения. Собранную воду система подаст в активную зону вновь, т.е., как говорят специалисты, будет обеспечена «рециркуляция теплоносителя».

 

Система безопасности современных российских АЭС состоит из четырех барьеров на пути распространения ионизирующих излучений и радиоактивных веществ в окружающую среду. Первый – это топливная матрица, предотвращающая выход продуктов деления под оболочку тепловыделяющего элемента. Второй – сама оболочка тепловыделяющего элемента, не дающая продуктам деления попасть в теплоноситель главного циркуляционного контура. Третий - главный циркуляционный контур, препятствующий выходу продуктов деления под защитную герметичную оболочку. Наконец, четвертый – это система защитных герметичных оболочек (контайнмент), исключающая выход продуктов деления в окружающую среду. Если что-то случится в реакторном зале, вся радиоактивность останется внутри этой оболочки.

 Все российские современные ядерные реакторы типа ВВЭР имеют контайнмент. При этом оболочка рассчитана не только на внешнее воздействие – например, падение самолета, смерч, ураган или взрыв. Контайнмент выдерживает внутреннее давление в 5 кг/см2 и внешнее воздействие от ударной волны, создающей давление 30 кПа, и падающего самолета массой 5 тонн. То есть если предположить, что вся поданная в реактор вода превратится в пар и, как в гигантском чайнике, будет давить изнутри на крышку, то оболочка выдержит и это колоссальное давление. Таким образом, купол энергоблока находится как бы в постоянной готовности принять удар изнутри. Для этого оболочка выполнена из «предварительно напряженного бетона»: металлические тросы, натянутые внутри бетонной оболочки, придают дополнительную монолитность конструкции, повышая ее устойчивость.