Содержание к диссертации
Введение
Глава I. Состояние вопроса и задачи исследования 7
1.1. Оценка качества проектных решений в современной системе экономических отношений вРоссии 7
1.2. Срок службы производственных зданий 13
1.3. Проектные решения АЭС 17
1.4. Резервы прочности бетона, загруженного постоянной нагрузкой ..23
Глава II. Технические и экономические аспекты продления сроков эксплуатации Нововоронежской АЭС 27
2.1. Экономические проблемы, обусловившие постановку вопроса о продлении срока службы АЭС 27
2.2. Технологические аспекты продления сроков службы АЭС 29
2.3. Площадка Нововоронежской АЭС 37
2.4. Строительные решения зданий АЭС 40
Глава III. Оценка ресурса строительных конструкций Нововоронежской АЭС 57
3.1. Классификация дефектов строительных конструкций 57
3.2. Износ железобетонных'конструкций 63
3.3. Натурные обследования здания главного корпуса 3-го энергоблока Нововоронежской АЭС 70
3.4. Оценка степени износа строительных конструкций главного корпуса 74
3.5. Обследование состояния других производственных зданий Нововоронежской АЭС 81
Глава IV. Влияние длительного загружения на прочностные свойства монолитного бетона 85
4.1. Основы физической теории прочности бетона 85
4.2. Цели и методика исследований 91
4.3. Результаты экспериментальных исследований призм 95
4.4. Упрочнение бетона при длительном загружении 105
Глава V. Оценка эффективности продления срока службы Нововоронежской АЭС 110
5.1. Экономическая эффективность продления срока службы двух энергоблоков АЭС 110
5.2. Оценка экологических аспектов реализации программы продления срока службы 3,4 энергоблоков Нововоронежской АЭС 114
VI. Выводы.. 117
Список использованной литературы 120
Приложение
- Резервы прочности бетона, загруженного постоянной нагрузкой
- Технологические аспекты продления сроков службы АЭС
- Натурные обследования здания главного корпуса 3-го энергоблока Нововоронежской АЭС
- Упрочнение бетона при длительном загружении
Введение к работе
Создание АЭС началось в нашей стране в шестидесятые годы прошлого столетия. В отличие от промышленных отраслей здания которых, имели ресурс более 50 лет, атомные электростанции проектировались на срок эксплуатации, равный 30 годам. Таким образом, к началу нового тысячелетия многие энергетические блоки АЭС первого поколения должны быть выведены из эксплуатации. В результате может возникнуть дефицит электрических мощностей. Возникает проблема возмещения выбывающих мощностей. Решение этой проблемы может идти по пути строительства новых мощностей на ядерном или другом топливе, либо путем продления срока службы блоков, исчерпавших свой проектный ресурс. Решение осложняется экономическим кризисом 90-х годов в результате которого своевременного строительства заменяющих мощностей не только не велось, но и не планировалось. Кроме того, в настоящее время возможности инвестирования дорогих проектов также ограничены. В связи с изложенным актуальность изучения возможности продления сроков эксплуатации энергоблоков АЭС не вызывает сомнений.
Мировая практика эксплуатации атомных станций показывает возможность продления сроков их эксплуатации сверх назначенного проектом, однако в России такой практики нет. Нововоронежская станция является первой, срок эксплуатации 3-го энергоблока которой продлен на 5 лет с возможным получением лицензии еще на 10 лет, а 4 энергоблок получает лицензию в декабре 2003 года (пока продлен на 1 год). Поэтому обобщение опыта выполненных исследовательских, проектных и строительных работ имеет практическое значение для решения аналогичных проблем на энергетических блоках АЭС первого поколения.
Исследованию возможности сверх проектных сроков эксплуатации строительных конструкций Нововоронежской АЭС и посвящена настоящая диссертация.
Атомные станции функционально решают две основных задачи. Во-первых, на АС вырабатывается электрическая и тепловая энергия. Это является их промышленной функцией. И, во-вторых, они обеспечивают защиту персонала и населения от вредных для здоровья размеров радиационного облучения. Станции первого поколения были запроектированы в то время, когда никакого опыта эксплуатации атомных блоков практически не было. По мере изучения причин аварий, особенно ситуации на Чернобыльской АЭС, системы обеспечения безопасности совершенствовались, дополнялись новыми требованиями. Помимо обеспечения надежности оборудования, находящегося в активной зоне блока, вводились специальные системы автоматического управления проектными авариями, системы, обеспечивающие минимальное влияние запроектных аварий. Научное значение диссертации заключается в том, что в ней рассмотрены вопросы модернизации систем безопасности в части их влияния на строительные решения зданий и сооружений.
Эксплуатация технологического оборудования за пределами проектного срока зависит от его остаточного ресурса. В диссертации изучен вопрос сохранения технологических систем или замены состарившихся новыми с точки зрения влияния принимаемых решений на безопасность эксплуатации строительных конструкций зданий.
Подробно исследован вопрос соответствия архитектурно-
строительных решений как станции в целом, так и энергоблока № 3 Нововоронежской АЭС-1 современным требованиям. Степень износа строительных конструкций установлена на основании выполненных в рамках данной работы натурных обследований зданий с инструментальной оценкой действительных прочностных свойств строительных материалов.
На основе учета разновременности затрат на модернизацию и последующее строительство новых замещающих мощностей определены рациональные верхние пределы инвестиций на продление сроков
эксплуатации с учетом продолжительности последующей эксплуатации и рентабельности производства.
Поскольку в конструктивной схеме здания элементы из монолитного бетона составляют значительный объем, в том числе в конструкциях не доступных для обследования в процессе эксплуатации, предложен метод повышения надежности бетона, твердеющего под нагрузкой. В основу этого метода положена «Физическая» теория прочности бетона и результаты выполненных в рамках диссертации экспериментальных исследований.
В заключение автор считает своим долгом принести глубокую благодарность сотрудникам института «Атомэнергопроект» и кафедры «Строительные конструкции» Московского Института Коммунального хозяйства и Строительства, оказавшим помощь в проведении экспериментальных исследований и оформлении работы.
Резервы прочности бетона, загруженного постоянной нагрузкой
В зависимости от типа реактора, его мощности, в одном здании могут размещаться от одного до 4 реакторов. Построенные в разное время реакторы в соответствии с их проектным сроком службы будут выведены из эксплуатации также не одновременно. При расположении в одном зданий может возникнуть проблема дальнейшей эксплуатации здания в зоне неработающего реактора. В соответствии с радиоактивностью располагаемого в главном корпусе оборудования, его помещения делятся на недоступные для обслуживающего персонала, ограниченной доступности и помещения, в которых уровень радиации позволяет обеспечить постоянное пребывание персонала. Разделение корпуса на отдельные помещения в зависимости от уровня радиации накладывает на строительные конструкции специальные требования по герметичности, выбору материалов и др. Изначально при проектировании атомных станций их главных корпусов, закладывалось три возможных эксплуатационных ситуации, определяющих уровень вредного воздействия радиации. Нормальная ситуация соответствует регламентированной эксплуатации радиоактивных технологических систем. Проектная авария-ситуация, при которой нарушения эксплуатации, приводящие к выбросам радиоактивных веществ локализуются в корпусе станции, предусмотренными проектом методами. Запроектная авария-ситуация, когда локализовать ее последствия полностью, предусмотренными в проекте способами невозможно
В этом случае в проектах предусматриваются мероприятия, позволяющие уменьшить последствия аварии для окружающей станцию среды. Обеспечение перечисленных требований в свою очередь создают специфику строительных решений главного корпуса. Помимо главного корпуса на территории АЭС размещен и целый ряд зданий для различных вспомогательных служб. К таким зданиям относятся: - корпус спецвоводоочистки (спецкорпус); - дизель-генераторная станция; - блочная насосная станция; - объединенный вспомогательный корпус; - азотно-кислородная станция; - объединенное маслохозяйство; - котельная; - административно-бытовой корпус; - склады (в том числе склады хранения облученного (грязного) оборудования; - гараж; - пожарное депо; - хранилище твердых радиационных отходов; - хранилище жидких радиационных отходов; и ряд других. Из приведенного перечня следует, что далеко не во всех зданиях АЭС режим эксплуатации отличается от режима аналогичных объектов на предприятиях других отраслей промышленности.
По опыту эксплуатации промышленных объектов можно заключить, что срок службы строительных конструкций зданий не ограничивается в этом случае тридцатью годами. Для зданий конструкции которых в процессе эксплуатации подвергались радиоактивному воздействию вопрос о возможности использования за пределами сроков, обусловленных проектом является открытым, поскольку соответствующий опыт в настоящее время отсутствует. Изучение вопроса износа строительных конструкций корпусов АЭС с активной зоной и возможности их дальнейшей эксплуатации составляет одну из целей выполняемой работы. 1.4. Резервы прочности бетона, загруженного постоянной нагрузкой. Объем применения монолитного бетона в строительных конструкциях зданий АЭС относительно велик. Из монолитного бетона выполняются такие ответственные конструкции, как шахта реактора. Многие из монолитных конструкций не доступны для освидетельствования их состояния в процессе эксплуатации и требуют обеспечения повышенной надежности. Дополнительная надежность монолитных конструкций может быть достигнута за счет использования некоторых свойств бетона. Многочисленные работы, в которых исследуются вопросы прочности и деформативности бетона и железобетонных конструкций, рассматривают бетон как однородный анизотропный материал с резко различными показателями прочности при сжатии и растяжении. Теория расчета железобетонных конструкций является в настоящее время одним из наиболее разработанных разделов строительной науки. В современных математических моделях расчета учитываются реологические свойства бетона, его анизотропия, нелинейный характер деформирования, режимы нагружения конструкций. Большой вклад в разработку современной теории железобетона внесли работы С. В. Александровского, В. М. Бондаренко, О.Я. Берга, Г. И. Бердичевского, В. И. Бойкова, А. П. Васильева, А. А. Гвоздева, Ю. Н. Гущи, С. А. Дмитриева, А. С. Залесова, Однако в упомянутых исследованиях недостаточно учитываются деструктивные процессы, происходящие в бетоне под воздействием нагрузки. x - относительная деформация по направления действия сжимающей силы. Еу - тоже в перпендикулярном к оси действия силы направлении. Обнаруженное явление легло в основу предложенной О. Я. Бергом «Физической теории прочности бетона».
Трудами этого ученого и основанной им научной школы было установлено, что при величине сжимающих напряжений в бетоне возникают микротрещины, ориентированные вдоль оси действия сжимающей нагрузки. Величина напряжения сжатия соответствующая началу микроразрушения, получило обозначение RT= p(Rnp) Установлено, что в зависимости от прочности бетона величина RT может составлять 0,2-0,7 от призменной прочности Rnp. В результате изучения поведения бетона при различных силовых воздействиях, установлена связь между величиной RT и пределом выносливости бетона и его длительной прочностью. Большой вклад в развитие физических основ прочности бетона внесли работы Е.Н. Щербакова, Н. В. Смирнова, Г. Н. Писанко, Ю. В. Зайцева, О. Алпериной, Ю. Н. Хромца, Б. В. Викторова, Л. К. Лукши, С.Л.Орлова и др. [ИНИН Проведенные исследования позволили установить зависимость прочностных характеристик бетона от напряжения, определяющего начало микроразрушений. Было высказано предположение, что причиной микроразрушений является вторичное поле напряжений, возникающее от действия сжимающей нагрузки в силу неоднородности бетона, который состоит из крупного и мелкого заполнителей, связанных между собой затвердевшем цементным камнем. Последний представляет собой сложную структуру, состоящую из твердого скелета, гелиевых составляющих и пор, заполненных несвязанной водой, воздухом или водяным паром. Поскольку поле вторичных напряжений носит случайный характер, процесс разрушения бетона под нагрузкой предлагалось оценивать с позиций статистический теорий прочности.] Сопоставление различных силовых
Технологические аспекты продления сроков службы АЭС
Энергоблоки первого поколения проектировались, строились и эксплуатировались в соответствии с общепринятыми стандартами и правилами. Нормы и правила по безопасности при использовании атомной энергии в тот период регламентировали только некоторые аспекты радиационной безопасности.
При проектировании АЭС исходили из того, что высокие требования к качеству оборудования, материалам и другим компонентам реакторной установки дают возможность избежать больших повреждений оборудования. Однако, последующий опыт проектирования строительства и эксплуатации АЭС не подтвердил этой концепции. В 1973 году вводятся в действие «Санитарные правила проектирования и эксплуатации АЭС», а также «Общие положения обеспечения безопасности атомных электростанций при проектировании, строительстве и эксплуатации» (ОПБ-73), которые становятся основополагающими документами по обеспечению безопасности АС. На основе разработанной концепции в России и бывших странах СЭВ при техническом содействии нашей страны, проектировались, строились и эксплуатировались АЭС второго поколения.
Позднее, с учетом отечественного и международного опыта проектирования, строительства и эксплуатации ОПБ-75 трижды переиздавались и на сегодняшний день действующими являются ОПБ-88/97.
Совершенно естественно, что проекты энергоблоков первого поколения не в полной мере соответствуют требованиям современных нормативных документов по безопасности. В связи с этим, начиная со второй половины 80-х годов на энергоблоках первого поколения реализуется принцип непрерывного поэтапного повышения безопасности. В период 1986-1999 г. г. была проведена «Малая» модернизация, не связанная с проблемой продления сроков службы АЭС. Не рассматривая подробно выполненные мероприятия отметим, что они не потребовали изменения планировочной структуры зданий или усилия строительных конструкций.
«Большая» модернизация, выполненная в 2000-2001 г. г., обеспечила возможность эксплуатации технологического оборудования и систем безопасности за пределами проектных сроков службы АЭС. В результате проведенных работ вероятность повреждения активной зоны уменьшена с 1,8x10" до 3,44x10" на реактор в год, что удовлетворяет требованиям ОПБ-88/97, а также соответствует рекомендациям МАГАТЭ для АЭС, сооруженных по ранее принятым нормам, вероятность повреждения по которым не должна превышать 1,0"4 на реактор в год.
Не вдаваясь в описание реализованных в процессе «Большой» модернизации мероприятий отметим лишь, что также как и при «Малой» модернизации изменения конструктивной системы здания не потребовалось.
При решении вопроса о возможности продления сроков службы блоков необходимо было оценить остаточный ресурс энергоблока.
Оценка остаточного ресурса оборудования выполнялась на основании: - изучения проектной и заводской документации с учетом имевших место модернизаций в процессе эксплуатации; - обследования системы эксплуатации, технического обслуживания, ремонта и модернизации оборудования систем и элементов; - изучения причин отказов и дефектов на оборудовании, системах и элементах; - рассмотрение отчетных материалов ранее проведенных обследований оборудования, систем и элементов (в том числе с целью продления сроков эксплуатации); - изучения результатов ранее проведенного контроля металла трубопроводов и оборудования (в том числе после 200 тыс. часов эксплуатации) обследования по геооперационным картам фактического технического состояния оборудования и элементов с проверкой его соответствия требованиям заводской и проектной документации; - опробования оборудования и систем в объеме, установленном технических характеристик проектным требованиям.
Обследованию подверглись следующие системы и оборудование: - тепломеханическое оборудование и трубопроводы 1-го и 2-го контуров, системы безопасности и системы нормальной эксплуатации энергоблока; - электрические системы и оборудование, оборудование систем управления и защит, тепловой автоматики и измерений, оборудование радиационного контроля; - оборудование систем хранения и обращения с ядерным топливом; - оборудование и сооружения по обращению с радиоактивными отходами; - оборудование систем пожаротушения; - грузоподъемные механизмы.
В результате обследования было установлено, что все перечисленное оборудование обладает достаточным остаточным ресурсом и может эксплуатироваться с проектными параметрами и в проектных режимах в течение дополнительного срока, при условии проведения регламентного технологического обследования, контроля металла и ремонта оборудования в соответствии с требованиями нормативных документов, а также реализации программы управления ресурсом этих элементов в период дополнительного срока эксплуатации.
Изучение схемы обращения с ядерным топливом, которая на энергоблоке № 3 является разомкнутой, показывает, что она не накапливает ограничений на срок эксплуатации энергоблока.
Радиационное воздействие АЭС на окружающую среду за счет технологических выбросов и сбросов не превышает нормируемых предельных величин. Отмеченное снижение величин контролируемых интегральных характеристик радиационного состояния экосистемы в районе станции свидетельствует о возможности продолжения эксплуатации АЭС.
Изучение результатов радиационного обследования оборудования и помещений энергоблока, облучаемости персонала показывает, что существует техническая возможность обеспечения проведения работ по модернизации энергоблока и дополнительному обследованию оборудования для обоснования остаточного ресурса без превышения контрольных уровней доз внешнего облучения персонала. Динамика изменения радиационного состояния энергоблока позволяет утверждать, что продолжение его эксплуатации за пределами тридцатилетнего срока не повлечет за собой .. увеличение облучаемости персонала при эксплуатации, техническом обслуживании и ремонте.
Натурные обследования здания главного корпуса 3-го энергоблока Нововоронежской АЭС
В соответствии с действующими нормативными документами, регламентирующими режим эксплуатации зданий атомных станций [щ] проводятся систематические обследования технического состояния строительных конструкций. В результате обследований устанавливались дефекты, которые в ходе эксплуатации при необходимости устранялись. Так, в таблице дефектов отмечено разрушение поперечных ребер нескольких крайних плит, вызванное пропуском вертикальных трубопроводов. Отмечено также разрушение защитного слоя отдельных плит между поперечными ребрами, раскрытие трещин при этом доходит до 1,5 мм. Поскольку трещины расходятся лучами из одного пункта, их причиной является удар, в процессе их транспортирования или монтажа. У ряда стальных ферм покрытия отмечены выгибы из плоскости ряда стоек и раскосов. Все дефекты соответствующие III и ниже ступеням технического состояния конструкций своевременно устранялись. Таким образом, надежность строительных конструкций в пределах заданного проектом срока эксплуатации обеспечивалась. В связи с необходимостью продления сроков эксплуатации зданий и сооружений АЭС данных, полученных при текущих обследованиях недостаточно. Помимо оценки текущего состояния конструкций необходимо изучить степень их износа и скорость коррозионных процессов, пригодность конструкции к реконструкции и др.
Для выполнения комплексных исследований при непосредственном участии диссертанта была разработана специальная программа, определяющая задачи обследования, его методы и инструментальное обеспечение, юридические требования и др. (Приложение I). Проведенные инженерно-геологические изыскания, позволили определить расчетное сопротивление грунта основания, которое составило 2,5 кг/см или 0,25 Мп. Следует отметить, что в процессе эксплуатации происходит уплотнение грунта, что приводит к увеличению расчетного сопротивления. О достаточно хорошей подготовке основания и надежности фундаментов говорит равномерность осадочных перемещений марок конструкций, их стабилизация и величина (с периода 1976 г. по 1999 г.) не превышающая 20 мм. Повреждений в конструкциях каркаса главного корпуса, вызванные неравномерными или сверхнормативными осадками фундаментов не зафиксированы. В то же время, в заглубленной части машинного зала в запорной арматуре технологических трубопроводов имеются многочисленные протечки, постоянно проходят проливы.
Постоянно существующая повышенная влажность неблагоприятно влияет, на долговечность железобетонных конструкций. В процессе обследования колонн главного корпуса по осям «А» и «Б» машинного зала и по осям «В» и «Г» аппаратного отделения были замерены отклонения колонн от разбивочных осей и их отклонение в верхнем сечении (Табл. 3.7.). Как следует из таблицы в 11 случаях из 24 отмечено отклонение колонн от вертикали в верхнем сечении. Причем, наибольшее отклонение из плоскости поперечной рамы имеет торцевая колонна в осях Б/1. Величина отклонения 45 мм на 25 мм больше соответствующего допускаемого нормами значения, составляющего 20 мм. Здесь нужно отметить, что величина отклонения зафиксированная в колонне Б/1 меньше, чем значение е а относительного эксцентриситета составляющего: еа=/„/600 =32,6/600 =0,09м =90 мм (3.8) где: 10 - суммарная, расчетная длина колонны из плоскости поперечной рамы, равная в данном случае 32,6 м. Принимая во внимание длительное время эксплуатации здания, не повлекшее за собой признаков ухудшения работы колонн, можно считать и что отклонения колонн не оказывают заметного влияния на несущую способность, конструкций. Состояние стальных стропильных ферм после устранения отмеченных при предыдущих обследованиях дефектов является удовлетворительным. В междуэтажных перекрытиях на боковых поверхностях ригелей и между плитами на отметках +21,900 в осях 12-32/Б-В повсеместно зафиксированы следы протечек из помещения приточных вентиляторов. Постоянное замачивание бетона может существенно снизить долговечность конструкций. На монолитных участках покрытий в местах выхода вентиляционных труб на крышу, а также на монолитном участке по оси Б/15-16, в результате некачественного бетонирования частично обнажена арматура. При осмотре кровли механических повреждении, трещин, разрывов и неплотностей в узлах примыкания не обнаружено. Об удовлетворительном состоянии кровли свидетельствует отсутствие следов течей на плитах покрытия.
Освидетельствование стен позволило установить наличие следующих дефектов: - локальные трещины в растворных швах между панелями; - в месте опирания перемычки над воротами торцевой стены по оси «42» от удара по перемычке появилась горизонтальная трещина; - в месте примыкания 3-ей и 4-ой по высоте стеновых панелей по оси «А» к колонне по оси «40» на расстоянии 200 мм от колонны имеется вертикальная трещина, отмечено отслоение внутреннего отделочного слоя; - в стене по оси «А» между осями «24» и «25» 2-я от низа стеновая панель имеет поперечную трещину, раскрытую на величину 0,5 мм; - в месте сопряжения стеновых панелей по оси «А» к колоннам по оси «22» у температурного шва имеется зазор величиной 1,5 и 2 см - явившийся результатом дефекта монтажа.
Упрочнение бетона при длительном загружении
Продление сроков службы энергоблоков 3 и 4 Нововоронежской АЭС является в России первым и пока единственным опытом подобного рода. Поэтому всестороння оценка результатов . выполненных мероприятий представляет значительный практический интерес, поскольку в ближайшее время предстоит решать судьбу еще нескольких энергоблоков первого поколения на других АЭС.
Одним из важнейших элементов экономической оценки деятельности предприятия является себестоимость его продукции. Основные технико-экономические показатели энергоблоков №№ 3 и 4, для которых рассчитывались параметры себестоимости, приведены в Табл. 5.1.
Результаты расчета проектных среднегодовых издержек производства и проектной себестоимости отпускаемой электроэнергии на энергоблоках №№ 3 и 4 Нововоронежской АЭС после реализации программы продления сроков службы приведены в Табл. 5.2. расчеты выполнены в соответствии с действующими в атомной энергетики нормативами.
Представляет интерес сопоставление затрат на осуществление программы реконструкции с возможными затратами на создание новых замещающих мощностей на той же площадке. Исходя из удельных капитальных вложений, составляющих в ценах 1991 года 1446 руб./кВт стоимость вновь возводимых энергоблоков мощностью 834 МВт в текущих ценах составит 12791 млн. руб. Реновационные отчисления для новых энергоблоков будут исчисляться исходя из срока службы объекта 30 лет. Изменится и абсолютная величина отчислений на ремонты. Все это отразится и на величине себестоимости электроэнергии. Соответствующее сопоставление показателей приведено в Табл. 5.3. следует, что себестоимость электроэнергии на реконструируемых и новых энергоблоках отличается лишь на 4 %, в то время как на новое строительство необходимый размер инвестиций более чем в три раза превышает величину, требуемую для продления службы энергоблоков.
Представляет интерес оценка финансовой (коммерческой) и экономической эффективности инвестиционного проекта продления службы энергоблоков. Эффективность инвестиционного проекта характеризуется системой показателей, отражающих соотношение затрат и результатов применительно к интересам его участников. Ниже рассмотрены следующие показатели эффективности инвестиционного проекта: - показатели коммерческой эффективности, учитывающие финансовые последствия реализации проекта для его непосредственных участников; - показатели экономической эффективности, отражающие эффективность проекта с точки зрения интересов всего народного хозяйства в целом, а также для участвующих в осуществлении проектов регионов, отраслей, организаций и предприятий; 1 - показатели бюджетной эффективности, отражающие влияние результатов осуществления проекта на доходы и расходы федерального, регионального или общего бюджета. Сопоставление действующих в настоящее время тарифов на электроэнергию составляющих примерно 16-20 копУкВтч. с результатами подсчета себестоимости на модернизированных энергоблоках № 3 и № 4. Нововоронежской АЭС (Табл. 5.2.) показывает, что при существующей ситуации ни коммерческая ни экономическая эффективность инвестиций обеспечена быть не может. Сложившееся положение объясняется результатами финансового кризиса августа 1998 года, когда тариф на электроэнергию в долларовом эквиваленте снизился примерно в три раза. В сложившейся ситуации представляется целесообразным определить такое значение отпускного тарифа Cmin, при котором дисконтированный срок окупаемости инвестиций будет равен сроку службы энергоблоков после реконструкции. Этому условию соответствуют следующие критерии: - дисконтируемый срок окупаемости капиталовложений — 15 лет; - индекс прибыльности-1,00; - чистый дисконтированный доход — 0; - внутренняя норма рентабельности (Е) — 5 %. Расчеты, выполненные в соответствии с приведенными выше критериями показывают, что коммерческая эффективность обеспечивается при отпускных тарифах более 38,7 копУкВтчас. Экономическая эффективность может быть достигнута при тарифах не ниже 35,7 коп./кВтчас. Поскольку инвестирование мероприятий по продлению сроков службы энергоблоков №№ 3 и 4 осуществляется за счет инвестиционного фонда концерна «Росэнергоатом» бюджетная эффективность, в виде бюджетных отчислений составит 120-230 млн. руб./год, в зависимости от остаточной стоимости основных производственных фондов (налоги на имущество) и от получаемой прибыли. Вопрос продления сроков службы АЭС выходит за рамки национальной русской проблемы, поскольку в мире имеется достаточно 1 большое количество энергетических блоков первого поколения, построенных до 1977 года (см. Табл. 5.4). Примечание: Таблица составлена по материалам статьи А. Н. Григорьянц и Г. Н. Ушаков «Атомные энергетические станции» в сборнике статей (выпуск 1) того же названия. М., «Энергия» 1977 стр. 17-38. Многолетние наблюдения за состоянием природных комплексов региона Нововоронежской АЭС в целом показывают следующее: - состояние наземных экосистем (показатели развития древостроя, запас фитомассы и видовое разнообразия наземной растительности), состояние энтомафауны и почвенной мезофаузы оценивается как нормальное, характерное для Воронежской области; - урожайность сельскохозяйственных культур не претерпела изменений; - основные характеристики почвенного покрова не отличаются (для соответствующих типов почв) от характеристик, определенных в других регионах Воронежской области и центра России; - состояние экосистемы р. Дон определяется на сегодня источниками воздействий, расположенными выше по течению Нововоронежской АЭС, в частности, водами р. Воронеж. На участке от п. Гремячий до г. Лиски показатели гидрохимического режима флюктуируют, но практически не меняются; - для режима биогенных элементов в водах р. Дон характерны систематические повышенные значения концентрации биогенных элементов, превышающие рыбохозяйственные ПДК, определяется это водами р. Воронеж; - радиационная обстановка региона Нововоронежской АЭС определяется наличием 134Cs и 137Cs и характерна в целом для Центрально-Черноземной зоны.
