Версия для печати темы

Автор: AtomInfo.Ru 18.2.2009, 11:01

Тема открыта по просьбе посетителей.

Автор: Читатель 24.3.2009, 21:29

Добрый вечер, уважаемые господа специалисты!
Хотелось бы услышать от вас пояснения по одному частному вопросу. В международные правила экспорта включены границы чистоты циркониевых изделий.
Если я правильно разобрался, то нормируется примесь гафния как 1:500. Если примесей гафния меньше, то цирконий получает градацию реакторного.
Чем определяется такой выбор? И насколько он важен? То есть, если гафния будет 1:400, то реактор не будет работать? Или есть другие обоснования под эту границу?
Буду благодарен за любую консультацию и помню, если скажете, что ответить нельзя по причинам режима.

Автор: Editor-in-Chief 24.3.2009, 21:50

Читатель,

интересный вопрос. Спасибо, что не даете заржаветь мозгам!

Гафний - очень сильный поглотитель, и поэтому его нужно убирать из конструкционных материалов, иначе будет бесполезная потеря нейтронов.

Конкретные величины в международных правилах устанавливались, исходя из оценок МАГАТЭ, а они принимались на основе опыта стран-первопроходцев.

Тема "ВВЭР" тут не при чем. Вы, так полагаю, выбрали ее, зная, что циркониевые сплавы типа Э-110 применяются в ВВЭР? На самом деле, ограничения пляшут от исследовательских реакторов.

Слишком больших секретов Ваш вопрос не затрагивает, но, заботясь о неувеличении энтропии во Вселенной, я бы конкретных расчетов приводить бы не стал. Отделаюсь общими словами - при "пограничном" содержании гафния широко распространенные исследовательские реакторы "двойного назначения" если и выйдут на мощность, то ненадолго - помрут от ксенонового отравления.

Автор: Читатель 25.3.2009, 9:31

Спасибо! Значит, границу провели снизу, и при любом содержании примесей гафния в цирконии хуже границы реактор работать не будет?

Автор: Editor-in-Chief 25.3.2009, 10:09

Знаете, можно в ВВЭР оружейный уран запихнуть, и с точки зрения физики он останется вполне работоспособным, даже если оболочки твэлов будут сделаны из борированного чугуния.

Но подумайте - если у Вас есть столь много оружейного урана, то зачем Вам портить его в реакторе, чтобы получить вместо него чуть-чуть плутония?

Автор: Гость 25.3.2009, 10:48

По истории вопрос можно? Почему был выбран цирконий, а не другой материал? Алюминиевые сплавы считаются очень прочными, но от них почему-то отказываются.

Автор: alex_bykov 25.3.2009, 17:06

Опять-таки - нейтронно-физические свойства. Т.е. цирконий поглощает значительно меньше нейтронов, чем алюминий.

Есть еще один немаловажный момент - у этих металлов (и сплавов на их основе) немного различаются две температуры:
- плавления;
- реакции с паром с интенсивным выделением водорода.
Для алюминия первая температура - в зоне аварийных ситуаций (т.е., грубо говоря, при любой аварии все топливо можно будет собирать со дна реактора), вторая температура очень близка к зоне рабочих режимов...

Пишу по памяти, конкретные цифры уже вылетели, но всегда есть поисковики - поищите.

Автор: lz2gj 28.3.2009, 10:49

Политики ЕС непрерывно говорят, что старые блоки ВВЭР 440 первого поколения не подлежат на модернизаций на разумной цене до уровня современных стандартов.

Прошу знающих людей рассказать подробно:
1. Какие современные стандарты? Кто видел их?
2. Чем различаются реакторы 1, 2 и 3 поколения?
3. В чем состоится модернизация 4 российских блоков и продление срока эксплуатаций?

Эст ли вопрос действительно значимый, может быть, кто-то напишет статья на Саите.

Автор: Гость 28.3.2009, 22:42

Стандарта нету. Ест ли будет, надо закрыть штук 10 из западных АЭС!!!!!!!

Автор: Vyach 30.3.2009, 10:12

Не ищите техники в политики.
И 440-ы первого поколения удачно модернизируются и могут работать безопасно даже в соответсвии с новыми правилами безопасности.
Яркий пример продление срока службы на 15-лет 3и4 Нововоронежской АЭС с 440 1-го поколения.

Автор: www 2.4.2009, 4:30

Западные АЭС закрывать не надо. Они давно ввели на этих блоках risk informed operation and maintenance system. Посмотрите чего наработали EPRI через вебсайт NRC. Если CDF выше определенной вероятности, то блоки работают в derated режиме, чтобы вернуть в безопасное поле CDF.

Какая к черу тут политика - мы все заложники друг друга, один аксидент на любой АЭС - нам всем дружно крышка, отрасль опять уйдет в небытие лет на 30.

Автор: Vyach 2.4.2009, 9:19

Вопрос о внедрени или невнедрении "risk informed operation and maintenance system" адресован к эксплуатирующим организациям.
Политика и только политика сейчас рулит в европе в ядерной отрасли.

Кстати на наших блоках, в крышках реактора не находили дефектов размером с каску ;-)

Автор: сергей 2.4.2009, 9:50

Ну ,таких дефектов в крышке р-ра ,у нас конечно не было,хотя и "у них" - случай единичный?А вот течи стояков тк,эв были ,течи "звездочки" были,дефекты на грр устранялись,да и состоянием стыка в р-не патрубков "озадачивались".Да и о проблеме типа 111 стык "у них" не доводилось слышать.Наверное все-таки все дело в цене вопроса:Сколько стоит "довести" до соответствия и есть ли в этом смысл?

Автор: Гость 3.4.2009, 8:56

да много всякого было и есть, но прошу заметить все они замечались на ранних стадиях. и для всего находили, и будут находить "вкусные лекарства". и все они в той или иной мере исключены из последующих проектов, конструкторским или каким либо эксплуатационным решением, разве что 111 ... ;-)кстати это опыт по ремонту приобритен колосальный, которым не все в мире могут похвасться. один ремонт патрубков на крышки НВАЭС-2 чего стоит.

И покрайней мере решение о продлении блоков у нас не политики принимают, а Надзорный орган.
Прочитав статью про то, что Парламент принял решение о продлении блоков АЭС Пакш на 20 лет (у нас продлили на 15 подобные блоки)!!!!! у меня зашевилились волосы на очень различных частях тела. Очень хочется теперь узнать какие орг. и тех. мероприятия будут сделанны в обеспечение безопасности на продленный срок службы реакторов венграми!

Автор: Vyach 3.4.2009, 8:57

Извиняюсь не подписался. предыдущее сообщение мое Vyach

Автор: www 4.4.2009, 4:07

Ну политика в какой то мере рулит везде. Вы не пробовали приехать во Францию и попробовать поучаствовать в тендере на постройку АЭС...
Или вы думаете, немцы от большой и безответной любви кинулись в обьятия Росатома...

Там давление держала только наплавка, а черняшку проело поболее каски.

За 15 лет работы на АЭС (вкл ~ 8 ВИУРом, НСРЦ, и НСБ), я мог бы вам такое рассказать чего на сов блоках творилось... Да вы и без меня знаете

Вопрос, не в том у кого огород зеленее. Если к вам есть претензии - надо их отработать и доказать, что CDF в норме, что маржинз соответствуют проектным, ну и тд.

Шапкозакидательство и обвинения в политических решениях никому выгоды не сделают. А так как - кто последний, тот и папа, то бремя док-ва на авторах проекта, а не не на политишинах.

Удачи в совместном деле с немцами. Вот тут то вы их и натяните по вопросам бумаготворчества. А сам ВВЭР как проект очень даже удачен.

Автор: Миклован 31.5.2009, 12:34

Прочитал http://atominfo.ru/news/air6712.htm. По мотивам возник вопрос.

Вот это нормально?
Реактор, компенсатор давления и часть оборудования обращения с топливом взяты для ВВЭР-640 из проекта серийной реакторной установки ВВЭР-1000 (В-320).
Зачем тянуть в маленький реактор оборудование от серийного миллионика?

Автор: сергей 31.5.2009, 16:48

А можно вопросом на вопрос?Если ,есть апробированные элементы схемы,которые можно использовать в данном проекте,то стоит ли разрабатывать что-то узко специфическое- новое?

Автор: Editor-in-Chief 31.5.2009, 17:20

Здесь, скорее всего, истина может лежать посередине.

С одной стороны, есть позиция, озвученная год назад Асмоловым - и она примерно такая же, как у уважаемого Миклована

При этом, кстати, Асмолов считает, что для 407-ого проекта нужен большой объём НИОКР. В докладе в Подольске этого не подтверждают, но и не опровергают.

Есть и другая позиция, о которой напоминает уважаемый участник Сергей. Да, какой смысл разрабатывать всё с нуля? Тем более, если учесть, что реакторов со средней мощностью у нас строить-то как-то не хотят, и многие проектные наработки могут элементарно пойти в корзину?

Мы предварительно договорились, что сможем задать вопросы по ВВЭР-ам одному из участников подольской конференции. Говорю аккуратно, потому что в последнее время получается далеко не все, что мы хотели бы. Но если дело дойдет до интервью, то постараемся этот вопрос задать, чтобы послушать, что думают сами авторы.

Автор: Гость 23.7.2009, 15:36

Когда нас спрашивают, почему в ВВЭР-640 был выбран большой корпус, то мы отвечаем так. Реакторы ВВЭР более энергонапряжённые, чем их западные аналоги. Сложилось это исторически, по той причине, что для отечественных корпусов выдвигалось требование транспортабельности по железным дорогам, а это, в свою очередь, накладывало ограничение на их диаметр.

Но какой смысл сохранять чрезмерную форсированность активной зоны для реактора средней мощности, если мы знаем, что можем использовать для него корпус тысячника, заведомо удовлетворяющий требованиям по транспортабельности?

Снизив мощность и сохранив при этом старый диаметр корпуса, мы разгрузим активную зону. Она становится менее энергонапряжённой, и в ней в перспективе можно реализовывать длительные топливные циклы, когда кассеты будут работать не 4-5 лет, а существенно дольше.

Если топливо находится в более комфортабельных условиях с точки зрения энергонапряжённости, то это позволит повысить КИУМ и другие важные экономические показатели блока и развязывает руки физикам для оптимизации топливных загрузок под те или иные нужды эксплуатации. К тому же, большой корпус позволяет уверенно говорить о возможности реализации концепции удержания кориума внутри корпусареактора при тяжелых авариях.

(Из интервью Мохова)

Автор: www 22.8.2009, 6:47

Люди добрые, есть вопрос.

Мне так помнится есть такая система СКУД, а именно ее часть - система акустического выявления течей 1к.

Вы не подскажете, кто является разработчиком/поставшиком этой системы на территории быв СССР, и кто есть западные аналоги/конкуренты этого комплекса.


Заранее благодарю.

Автор: alex_bykov 22.8.2009, 10:36

Интеграцией СКУД занимается Курчатник (ИЯР), просто нужно понимать, что в общем СКУД - это совокупность из нескольких практически самостоятельных систем разных разработчиков, пока объединенных, в лучшем случае, протоколом обмена и архивом. Данных об использовании результатов из одной подсистемы в другой у меня нет.

Конкретно по акустическому контролю течей подсказать не могу, возможно, этим занимается ДИАПРОМ (выходцы из Курчатника, сидят в ВНИИАЭС).

Автор: www 22.8.2009, 23:41

Спасибо, этo их сайт?

http://www.diaprom.com/index.php

Автор: alex_bykov 24.8.2009, 8:00

Да. Коллеги, в принципе, открыты к сотрудничеству, думаю, если нужной информации не окажется на сайте, подскажут, где искать, при личном обращении. У меня там хороший знакомый работает уже много лет, сейчас мало общаемся - как-никак конкуренты

Автор: www 10.9.2009, 23:15

Люди добрые, есть еше вопрос.

В ТОБе у Вестингауса написано, что " The reactor is designed to operate with a negative MTC over the largest
possible range of fuel cycle operation".

A я по наивности думал что у PWR и ВВЭР темпер коэфф реактивности по теплоносителю (MTC) всегда отрицателен.

Судя по описанию, у Вестин только "largest possible range", то есть, имеется режимы когда он будет положит.

Может кто из практикуюших физиков разъяснит, что имеется ввиду. А на ВВЭР тоже эти режимы есть?

Спасибо

Автор: Гость 11.9.2009, 6:32

Может имеется в виду бор или повторная критичность?

Автор: myatom 11.9.2009, 8:13

вполне себе может быть положительным, если речь идет о работе на МКУ мощности или еще холоднее. Там много бора - вот и причина.
Посмотрите современные загрузки ВВЭР-1000, там на МКУ мощности ТКР практически ноль, особенно если учесть погрешность измерения/расчета)
наши правила не разрешали положительный ТКР, но ноль - можно)

а вот, например, требование EUR про Negative power coefficient
The power reactivity coefficient shall be negative under all Design Basis Conditions* (DBC) and Design Extension Conditions* (DEC), as specified in Chapter 2.8 Section 2.8.1.1.1.3. The power reactivity coefficient includes Doppler, void and moderator temperature.

Т.е. ТКР как отдельная составляющая может быть и слегка положительной на низких уровнях мощности.
Такое требование любят проектировщики топливных загрузок - в современных загрузках с большим обогащением ТКР реально ограничивает. В PWR раньше столкнулись с этим и побороли надзорные органы)

А что за ТОБ? AP-1000?
где можно познакомиться?)

Автор: Гость 11.9.2009, 8:55

Повторная критичность к коэффицентам не имеет отношения.

Автор: www 12.9.2009, 2:13

Спасибо, кажись дошло Вспомнил, что с пов обогашения выросла изначальная крит концен бора, и в начале компании с пов темпер там противодействуют 2 эффекта - уменьшение концен атомов водорода (воды) как замедлитеь нейтронов (отриц эффект) и уменьшение концентр атомов бора как поглотителя (полож эффект). Так как эффект бора сильнее из-за высок началь кноцентрации, то и эффект получ положит по темпер теплоносит в целом. И это побеждалось мне как помнится погружением ОРСУЗ в зону и снижен концен бора.
Во как, мастерство ВИУРа не пропивается с годами


AP-1000 не имеет своего ТОБа, они создали и утевердили в NRC дополнения и отличия к Basis for Standard Westinghouse specification. В деталях описли safety analysis in Chapter 15 of FSAR.

По поводу повторной критичноси, пишут что safety limits of the core are not violated in this event. Якобы, вода выпарившись с ПГ с разрывом паропровода будет limiting case. "Following the MSLB, post-trip return to power may occur, however, no fuel damage occurs and thermal power does not violate the SLs"

Спасибо.

Автор: pappadeux 12.9.2009, 2:25

добавлю только к словам myatoma, что ЕМНИП эффект чуть сильнее для МОКСовых сборок

Автор: www 12.9.2009, 2:27

А почему? Связано с измен жизни запазд нейтронов?

Автор: Editor-in-Chief 12.9.2009, 4:12

Рискну предположить, что из-за 240Pu, а точнее - его суперрезонанса при 1 эВ, влиящего на физику тепловых реакторов.

Но зуб за такое предположение давать не буду.

Автор: pappadeux 14.9.2009, 2:42

А вот этого я уже не помню

резонансы? более жесткий спектр? более высокая концентрация?

Автор: Гость 18.9.2009, 9:40

Каким образом концентрации повлияют на знак плотностного коэффициэнта?

Автор: Editor-in-Chief 21.9.2009, 13:24

Продолжим тему.

У нас в распоряжении есть работа, выполненная в Окридже в 2000 году (номер ORNL/TM-1999/255) в рамках подготовки к переводу блоков Катавбы на MOX с оружейным плутонием.

О значениях коэффициентов реактивности в ней, к сожалению, не говорится. Зато есть чёткий тезис, в котором все происходящие сдвиги в нейтронике реактора после загрузки MOX'а истолковываются как следствие ужестчения спектра.

Например,

О влиянии первого резонанса 240Pu в работе ничего не говорится. Что, впрочем, и неудивительно, т.к. плутоний-то в Катавбе был и предполагался оружейным.

Автор: www 21.9.2009, 22:32

Спасибо, все оказалось не так уж и сложно...

Вопрос, кстати, когда нибудь рассматривался вопрос о применении обогашенного бора как поглотителя для ВВЭР?

Это нецелесообразно (не выгодно) или есть тех причины?

Автор: Editor-in-Chief 22.9.2009, 2:39

На старом Проатоме была димитровградская статья по обогащённому бору. Рекомендую. Там, например, сказано, что производства обогащённого бора в России просто не осталось.

http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=print&sid=801

Автор: www 23.9.2009, 0:12

Конечно, для ВВЭР этот вопрос надо было подтянуть. А то сравнение явно не в пользу ВВЭР, скажем если сравнить концен бора у Вестин в ГЕ САОЗ равно 2 г/кг (2000 ppm) и бора в ГЕ САОЗ у ВВЭР 16 г/кг (16000 ppm).

Тонны необогашенного бора в 1 к и системах без-ти смотрится немного архаично...

Автор: Гость 23.9.2009, 12:49

Бор не такая плохая штука, если применять с умом. Чем он вам так особенно не нравится?

Автор: www 23.9.2009, 22:23

Ну бор мне в целом нравится

Но если бы его требовалось мин или совсем не нужно было - то жисть стала бы намного веселее.

Вот не пришлось бы лить столько шелочи в 1 к, а еше лучше из черняжки (без плакировки) делать ГЦТ....

Автор: Миклован 24.9.2009, 14:35

Не очень понял http://atominfo.ru/news/air7517.htm:
100-80-100% - диапазон изменения тепловой мощности реактора. При этом электрическая нагрузка будет изменяться в диапазоне 100-75-100%.

Просветите неуча, как электрическая и тепловая нагрузки могут меняться несинхронно?

Автор: сергей 25.9.2009, 3:34

Элементарно.
1.При ,устоявшемся режиме,-"перепишите" заданную уставку по давлению 2к -мощность изменится.
2.При текущем значении мощности ,сбрасывайте пар в КСН ;подключите ПСВ - результат тот же.
3.Выполненные переводы КГП,питания по пару КСН,ТПН влияют на мощность.(Кпд цикла).

Автор: www 25.9.2009, 23:08

A "ПСВ" - это подогреватель сетевой воды ?

Автор: сергей 26.9.2009, 3:38

Верно.ПСВ-подогреватели сетевой воды.Кроме того при одной и той же Nn и Nакз можно иметь разное значениеNэл из-за Рконд.(определяемое Тцирк.воды).

Автор: www 26.9.2009, 14:23

Сергей,

Это понятно, что способов сделать КПД меньше - есть множество.

Но суть того что здесь недоговаривается - по моему в ином смысле. Мне кажется они не хотят попадать на полочку "fuel relaxation", если мошю опустить 75% и ниже. А оставшись на 80% можно будет этого избежать. Но в то же время, "поиграв" со станционным оборудованием (из того, что Сергей перечислил), можно будет выполнить "задание партии и народа", i.e. выдавать на гора меньшую мошю. Так как речь идет о маневрах, то избежать или минимизировать их влияние на топливо имеет смысл.
Не говоря о том, что эта полочка по моему > 3 часов (?)

Может кто из форумных физиков подтвердит догадку по поводу релаксации топлива на < 75% ?

Автор: сергей 26.9.2009, 17:21

По полочке -позиция не совсем понятна.Имено о ней я упомянул на атомньюс,т.к. "кол-во переключений" не является весомым аргументом для диапазона 100-80,с таким же успехом 100-60...В последние годы фигурировала "размытость" диапазона мощности для "полочки" 75-85,в связи с этим возникает соблазн для "манагеров" поиграть с конкретными значениями (а , следовательно и со скоростями нагружения) во имя ТЭП.Время полочки - 2 часа.. Кстати, если для АЭС применяются кип 2-го класса точности(соответственно и системы автоматического регулирования имеют свой "люфт") и за время полочки мощность вырастет МВт на 20.... Как Вы думаете,будут ее "придавливать"?

Автор: Гость 7.11.2009, 12:52

Что всеведающий ОЛЛ посоветует почитать про Новоронежские ВВЭР?

Автор: RAE 7.11.2009, 22:34

Там из действующих 3-4 блоки - ВВЭР-440, 5 блок - ВВЭР-1000, отличающийся от серийного 2 турбинами по 500, против 1 в 1000 МВт.

1 и 2 блоки давно выведены - ВВЭР-210 и 365.

Автор: Гость 29.11.2009, 11:52

ЛЮДИ, АУ! Подскажите, будьте так добреньки, что такое коэффициент готовности и коэфициент технического использования? Благодарность моя не будет иметь пределов.
ЗЫ. Вас на других форумах представляют как "сходите на атоминфо, там умно отвечают на глупые вопросы".

Автор: Гость 29.11.2009, 11:53

ЛЮДИ, АУ! Подскажите, будьте так добреньки, что такое коэффициент готовности и коэфициент технического использования? Благодарность моя не будет иметь пределов.
ЗЫ. Вас на других форумах представляют как "сходите на атоминфо, там умно отвечают на глупые вопросы". Потому я и пришел с глупым вопросом за умным ответом.

Автор: AtomInfo.Ru 29.11.2009, 16:29

И что нам теперь делать? Гордиться или обижаться?



Цитирую по одному из беленских докладов Гидропресса.

Коэффициент использования установленной электрической мощности энергоблока - отношение количества выработанной АС электроэнергии за заданное календарное время эксплуатации к количеству энергии,которую АС выработала бы за тот же период, работая на номинальной мощности.

КИУМ = E / (Ny*t_пер) * 100%

E - выработка электроэнергии за отчетный период, МВт*ч;
Ny - установленная электрическая мощность энергоблока, МВт;
t_пер - продолжительность отчетного периода, ч.

Коэффициент готовности - вероятность того, что объект окажется в работоспособном состоянии в произвольный момент времени, кроме планируемых периодов, в течение которых применение объекта по назначению не предусматривается.

Коэффициент готовности, связанный с возможностью несения номинальной электрической нагрузки рассчитывают по формуле:

K_г = (E+dE) / (Ny*t_пер) * 100%

dE - недовыработка электроэнергии энергоблоком (МВт*ч) за счет причин, не зависящих от атомной станцииж
остальные переменные как в определении КИУМ.

Согласно методологии EUR, общая готовность для новых проектов оценивается проектным коэффициентом готовности за 20–летний период:

А=100/365{(1-[1/20(I1+I2+K*I3+I5+(K+2)* I6)+ I4]}*100%,

где:
I1, I2, I3, I5, I6 - продолжительность плановых остановов (для перегрузки топлива, инспекции, ТО, модернизации оборудования и др.), в днях;
I4 - годовая продолжительность вынужденных остановов, в днях;
K - количество перегрузок за 20-летний период в зависимости от продолжительности топливного цикла.

Проектный коэффициент готовности согласно этой методологии должен быть выше 90% для топливного цикла продолжительностью 12 месяцев и больше.

Автор: Гость 29.11.2009, 20:05

радоваться что у вас такое ангельское терпение

Автор: karmina 6.2.2010, 17:18

не знаю, куда засунуть свой вопрос, но мучает любопытство страшно.
http://www.compromat.ru/page_28808.htm
собственно меня ни миллионы, ни Генералов не интересуют. А интересует вот что: кто и зачем подписал сию заказуху директором НТЦ НАЭК Энергоатом.

Автор: сергей 7.2.2010, 16:53

Первоначальные ссылки по сливу были на некий украинский блог Иващенко(?).Так что Николая Ивановича "прицепили " похоже вполне сознательно,возможно чтобы "мучило любопытство".Было бы - Сергей Ровенский,-интерес не тот?

Автор: karmina 7.2.2010, 17:13

не. Я Сергея Ровенского не знаю. А тут - не Недашковского, не Тищенко, а Власенко. Хотя с другой стороны - наука ж какбэ. Логично.

Автор: Neacris 1.4.2010, 15:23

Спасибо что отвечают на глупые вопросы, и не глупые тоже. А то что такое хочется что-то узнать, а где узнать, как узнать, не понятно, было бы неплохо если б была какая-либо тема главная висящая сверху, типа фака где б давались ссылки на распространенные форумы, технические библиотеки, и просто интересные сайты на атомную тему, а то пока Вас нашел облазил все что нужно и не нужно.

ЗЫ спасибо что Вы есть))).

Автор: SEED 7.4.2010, 15:40

Кто пользовался для расчета и оценки флюенса программой TORT???

Автор: alpha 27.5.2011, 20:05

Не знаю, уместно ли тут в серьёзной ветке заводить обсуждение фантазий.
Пусть старшие и более опытные товарищи поправят и перенесут, если что ...
Прошу сильно не пинать, ибо я хоть и не спец, но движут мной чистые побуждения.




Не скажу за другие типы реакторов, а вот ВВЭРам вроде бы свойственно в определённых условиях отращивать "слоновью_ногу".
Борьба с этим явлением заключается в исключении предпосылок к нему. А уж фраза о прямом попадании МБР самолёта, вообще уже стала общим местом.
И тем не менее, и даже теперь с завидной регулярностью отрастает, зараза.
В связи с этим возникает вопрос, почему это явление не предусмотрено конструкцией, регламентом?
Ну, хочет "расплав" прожечь себе дорогу на волю, так зачем мешать?
Насколько реально предусмотреть под реактором вертикальную бетонную шахту для слива расплава, а на дне шахты расположить заполненный свинцом бункер для захоронения? Там же можно сделать систему контроля и охлаждения.
Может быть даже необязательно доводить реактор до прожига.
Насколько реально разгрузить стержни в указанную шахту?
Сначала слить воду из реактора (всё равно ведь выкипит), стержни и сборки начнут перегреваться, проплавят в своей нижней части (в торце?) "плавкую_пробку" и содержимое высыпется на дно реактора, где опять-таки проплавит "плавкую_пробку" (люк, кингстон) и высыпется в шахту.

Или проще целиком реактор сбросить и захоронить?

Автор: ishtory 27.5.2011, 21:47

Ну в общем да, необязательно доводить его до прожига.
А вот располагать чтото под реактором, с целью остановить и локализовать кориум, как на меня, дорого сложно и бесполезно.

Автор: сергей 28.5.2011, 20:15

уважаемый alpha.
Попробуйте объяснить ,что Вам не дает покоя и смущает Вас?
1.О каких попаданиях самолета и куда Вы хлопочете?
2.Какое это имеет отношение к "слоновьей ноге"?
3.Что именно не предусмотрено регламентом?Что именно не предусмотрено конструкцией?Что по Вашему (на основании чего )должен предусмотреть регламент?
4.О каких проектах и типах ВВЭР идет речь?
5.Слышали ли Вы о "ловушке расплава"? И принципе ее действия?
6.Слышали ли Вы об "управлении аварией"?
7.Знакомы ли Вы с отчетами по моделированию?
Постарайтесь более точно определить ,что Вас беспокоит..И ,главное ,почему,зачем и для чего?

Автор: alpha 28.5.2011, 20:42

сергей, спасибо, мне уже ответили:

Автор: сергей 28.5.2011, 20:47

Если ,Вы утвердились во мнении ,что дорого,сложно ,бесполезно.Загляните,все таки в обоснования новых проектов с наличием "ловушки расплава" .

Автор: eninav 29.5.2011, 19:09

А действительно, зачем мешать расплаву "утекать" в землю? Насыпать под реактором метров 50 песка, и пусть в него кориум погружается, песок от нагрева превратится в стекло, а стекло идеально герметично, со временем тепловыделение уменьшится, и погружение кориума остановится. Получится идеальный могильник, в котором топливо будет сидеть в стеклянной оболочке хоть миллион лет. (По сути, та же ловушка расплава, только размером эдак на порядок больше).

Автор: Дед Мороз 14.6.2011, 15:35

Да, точно. Слой из50 метров песка - отличное основание для любого крупномасштабного инженерного сооружения!

Автор: ishtory 14.6.2011, 22:55

Предлагаю на 50 метров песка "разлить" кориум и на этом стекольном фундаменте возводить двухэтажные АЭС.

Автор: Nut 15.6.2011, 8:08

Вот это по-нашему! В резинку! Имел ввиду не собственно в резинку, а в ветку "АЭС на резинке".
К Вам батенька надо бы приглядеться повнимательнее.

Автор: AtomInfo.Ru 15.6.2011, 11:21

Студенты атомных специальностей такие студенты

P.S. Ishtory, не обижайтесь, я ж по-доброму

Автор: ishtory 15.6.2011, 16:56

На парах и не такое можно услышать

Автор: Nut 15.6.2011, 17:02

Вот бы попасть. Полная резинка была бы.

Автор: pappadeux 15.6.2011, 20:02

Представил 200 таджиков, носящих кориум ведрами, поперхнулся...

Автор: kandid 15.6.2011, 22:00

Действительно. Если таджики станут ведрами кориум носить, то кто же будет мести улицы?

Автор: Nokia 28.6.2011, 21:19

Вот помозговал над событиями в Японии, посмотрел внимательно на ВВЭРы своей АЭС и возникла мысль: А что будет, если кпримеру, порвет плотину ГЭС выше по течению большой реки. Тогда волной (ожидается волна 15-20 метров) смоет ЛЭП внешнего энергоснабжения. Останется надежда на РДЭС. Но и РДЭС зальет той-же волной, затопит "минус" как блока так и дизельной. Так что блоки останутся если не без питания, то без техвод - стопудово и без насосов САОЗ, ТХ и спринклерных.
Загрустил...

Есть данные о решении таких проблем?

Автор: house 28.6.2011, 22:16

Если у АЭС есть такая плотина, то в проекте расчитывается возможность ее прорыва. В этом случае, в проекте недопустимо располагать РДЭС ниже отметки залива, а то и с запасом размещают. Короче - Лэп, можети сорвет, а РДЭС не должно, если нет ошибки в проекте. Ну и плюс - мобильные дизеля и насосы. Так вы слышали? там на верху докладали, что наши АЭС аж четырежды проверили, и ваши проверили, думаю, не меньше .

Автор: ВОВИЩЕ 29.6.2011, 0:24

Волна будет в районе Васильевки и дальше на юг.
Там и плакат есть "Воды Таврии полям Крыма"

Автор: Nokia 30.6.2011, 21:31

Нет в проекте плотины. Плотина в проекте ГЭС.
Прошерстю ТОБ, но навскидку, по памяти ничего такого не помню...
В новом ОАБе есть беглое упоминание о затоплении, но там хрень с мизерной производительностью дренажных насосов запитанных от секций НЭ...

Автор: Nokia 30.6.2011, 21:36

Не факт.

Автор: alex_atom 9.11.2011, 20:32

Добрый вечер, товарищи атомщики!
Очень сильно необходимы чертежи по реактору ввэр-1000(любой модификации). А конкретно, привод СУЗ ШЭМ (лучше ШЭМ-3). Если у кого имеется, буду очень признателен. Интернет помочь не смог, нашел только в нескольких источниках очень мелкие чертежи, на которых сложно что-либо понять.

Автор: VBVB 6.12.2011, 17:51

А могут ли действующие ВВЭРы на уран-ториевом моксе работать?
За рубежом варианты конверсии ряда PWR и BWR на смешанное уран-ториевое топливо периодически рассматриваются. А как у нас эта ситуация обстоит?

Автор: Smith 7.12.2011, 9:03

с таким вариантом в Росатом не так уж давно обращались товарищи из "Ториум Пауэр" (ныне - Лайтбридж), даже какие-то расчеты проводили на тему тория в ВВЭР, но были вежливо посланы.

Автор: VBVB 8.12.2011, 17:15

Ну понятно, что нам конкуренты для поставок топлива забугорным реципиентам не нужны.
А у нас вообще не рассматривался вариант ВВЭР с гибридной уран-ториевой зоной для последующих продаж тем же индусам или туркам?
Или такой вариант нашим менеджерам не интересен?

Автор: AtomInfo.Ru 8.12.2011, 17:38

Рассматривать можно всё, что угодно. И рассматривают, собственно.

Но следующий ВВЭР (после ВВЭР-ТОИ) будет всё-таки с плутониевым MOX как более проработанный вариант.

Автор: VBVB 10.12.2011, 1:35

А какова мощность предполагается у этого "следующего ВВЭРа"? Тоже в районе 1250-1300 МВт(эл) или поболее?
Вообще казалось что наши не собирались резко начать переходить на использование плутониевого МОХа в тепловых реакторах. Быстрые натриевые его основные потребители. Или имеется ввиду что в "следующем ВВЭРе" только малая часть зоны на МОХе будет?
Смотрю что мы упорно французскую модель развития топливно-ядерного цикла и его замыкания полностью начинаем копировать.
Т.е. в перспективе ВВЭРы-Х едят МОХ на основе обедненного урана и наработанных запасов плутония, и быстрые натриевые работать будут тоже на основе плутониевого МОХа. Но в такой модели без бридеров не обойтись, а наш БН-800 им в безбланкетном варианте не является. Да и далее наверняка нам наработку плутония-239 американцы банить всячески будут. СВБР как пожиратель 19.5-19.6% UO2 вообще в таком сценарии непонятно для чего нужен. Не бридер и на МОХ непонятно когда в перспективе будет переведен. Т.е. СВБР заведомо затратный маленький паразит, вся ценность его в слове маленький и заключена (портативен и в инфраструктуру старых АЭС может быть внедрен).
Индийская модель развития ЯТЦ и способы его замыкания куда более нравятся своей обдуманностью.
1. На природном уране работают тяжеловодники PHWR.
2. На плутониевом МОХе из обедненного/природного урана и плутония от тяжеловодников будет PFBR. Со временем следующие FBR будут на торий-плутониевом МОХе. Причем FBR - бридеры.
3. Со временем парк PHWR заместится AHWR, которые будут ориентированы на использование плутоний-торий-уранового топлива с наработкой урана-233.
Описывался проект варианта AHWR-бридера на чисто уран-ториевой зоне с обогащением ураном-235 около 19.5-19.7.
В индийской модели и импортным ВВЭР и PWR место оставлено и имеется ощущение, что неявно подразумевается их будущий перевод на собственное топливо из урана-233 наработанного в AHWR.
Такая схема ЯТЦ более диверсифицированная и надежная на мой взгляд по причине использование трех видов ядерных материалов и резервирования вариантов их наработки из фертильного тория и урана-238.

Автор: AtomInfo.Ru 10.12.2011, 10:24

Трёхпетлевой. Где-то порядка 1800 МВт(эл.).

Автор: Nut 10.12.2011, 13:14

Потом 2-х петлевой - 2500 и наконец верх совершенства - 1 петля - 3000! И ПГ с 50 тыс трубок. В неправильном направлении идем. Это показало уже сравнение 440 и 1000. Все, кто там работал, сходятся во мнении.

Автор: AtomInfo.Ru 10.12.2011, 13:44

Направление на самом деле другое - повышать КВ.
Мощность и т.д. - предмет обсуждения.

Идея, которую поддерживает в том числе и часто обсуждаемый на форуме господин А. - поднять воспроизводство в ВВЭР до 0,8-0,9. При таком раскладе снизятся требования к быстрым реакторам.

Но это варианты послезавтрашнего дня, даже не завтрашнего ("завтра" - это ВВЭР-ТОИ, вполне себе эволюционный и традиционный проект). Ну а ВВЭР на послепослезавтра - это ВВЭР-СКД со сверхкритическими параметрами теплоносителя. Вот там будет много чудес, включая отказ от циркония

Автор: Дед Мороз 11.12.2011, 18:06

Вроде как ранее говорили, что большая мощность реакторной единицы создает большие проблемы для сетевой стабильности - когда энергоблок аварийно отключается, например.

Автор: Дед Мороз 11.12.2011, 18:07

Можете пояснить неспециалисту, почему?

Автор: VBVB 11.12.2011, 22:01

А как в тех вариантах ВВЭР, что сейчас проектируются поднять КВ заметно больше 0.8?
1. Перейти на сверхкритический теплоноситель?
2. Перейти на плутониевый МОХ?
3. Полностью перекомпоновать параметры а.з.?
Довольно сложные и неоднозначные решения.
Проще наверное будет со временем перейти на частичное использование уран-ториевого МОХа с содержанием урана-235 в районе 5% и трех-четырех годичной топливной кампании. Американцы на своих PWR такую штуку пробовали несколько раз, правда к оксиду тория примешивали UO2 свыше чем 90% обогащения, поэтому в массу такая технология и не пошла. А индусы постоянно оксид тория в свои BWR подмешивают в последнее время. Проблемы правда некоторые с регенерацией такого урана из уран-ториевого ОЯТ возникнут, но они относительно нетрудно решаемые.

Автор: VBVB 12.12.2011, 0:00

Начальник отдела электроэнергетики "Росатома" Борис Бочкарев заявил, что "Росатом" "с 2015 года переходит на серийное строительство АЭС". "В наших планах по строительству АЭС - от 36 до 50 объектов до 2030 года. Сейчас мы ориентируемся на базовый вариант 36 блоков", - сказал представитель "Росатома.
http://www.atomic-energy.ru/news/2011/06/16/23529
Звучит как фантастика из разряда нашего перспективного полета на Марс. За 15 лет построить 36 блоков задача малодостижимая, даже для Китая, а уж тем более не для нас.
Ощущение, что менеджеры Росатома серъезно оторваны от текущей реальности.

Автор: pappadeux 12.12.2011, 7:07

Вы, думаю, понимаете, что 36 блоков за 15 лет выглядит следующим образом:

- два блока в год ВВЭР-1200/ТОИ, всего 30 блоков
- БН-800, СВБР, пара плавучек, ВБЭР, ...

Вопрос в том, возможен ли с 2015 ввод в строй двух ВВЭРов в год

Автор: AtomInfo.Ru 12.12.2011, 8:44

Это сильно потом.



На КВ это скажется слабо.



Да. Сблизить друг к другу твэлы. Это известный и хорошо изученный вариант. Его смотрели в 80-90-ых годах как возможную альтернативу быстрым. Собственно, я его и сам считал, начиная ещё с диплома
Там довольно легко можно получить КВ=0,8. Можно и выше. Теперь к этой идее вернулись.

Автор: Smith 12.12.2011, 9:45

Ощущение, что менеджеры Росатома серъезно оторваны от текущей реальности (с)

как ни крути, а это гораздо ближе к реальности, чем планы вводить по четыре блока в год, которые СВК демонстрировал Путину лет 5 назад :-)

Автор: Tony 12.12.2011, 10:35

Как нас в школе учили, мощность одной единицы не должна превышать 10% установленной мощности системы (в частности для того ЕЭС и городили). Исходя из этого, для ЦФО в перспективе вполне можно и 5000 блок сделать, только есть ли в этом экономический смысл? Под такую "дуру" надо будет кучу электро-оборудования придумывать, сети "усиливать", напряжение поднимать. Это только по "проводам" причем за "площадкой", по "котельному цеху" и турбине тоже проблем видится не мало. И какой прирост КПД это даст? 1-1,5%? А зрятраты?

Вот сегодня в новостях написали, что четвертый блок Калининки стоил 70 млрд. руб. (с 2007 г до настоящего момента). если по два в год , то выходит от 150 млрд в год вкладывать в строительство... Есть деньги?

Автор: armadillo 12.12.2011, 10:41

сразу 5к - не надо.
а зрятраты будут меньще, т.к. корпус один вместо 4, ГО одно, площадка одна и персонал тоже один комплект. А так с такой психологией можно и по 50КВт блоки строить.

Автор: Nut 12.12.2011, 11:22

Точно! И ПГ один, правда сто тысяч трубок. И нагрузка тепловая на него соответствующая. И трубки летят. И каждую неделю из-за этого будем расхолаживаться. И раз в год ПГ будем менять. Вот такая экономия получится. Зато у нас будет самый огромный в мире реактор. А остальные страны будут нам завидовать!

Автор: Tony 12.12.2011, 11:25

Вполне может быть так, что три про 1000 дешевле чем один по 3000. Хотя бы потому, что оборудование на 1000 "серийное" (ну или существует в природе), а на 3000 надо все изобретать. С "самоваром"- то понятно, "бак побольше, трубу повыше и вперед", а вот турбину например выпилить под такой "бачок", "пробки" вкрутить на генераторное напряжение под такую мощность, и далее "по списку".
Вот для начала научимся строить блоки по 1500 без "инновационных" схем- один "бачок"- две турбины - генератор - два рубильника (т.к. выключатель не умеем делать) и т.д., тогда и можно будет "высоком" реально думать.

Автор: armadillo 12.12.2011, 11:49

ловко понятия подменяем. Я уже про 5к агитирую? На этом стоит закончить.

Автор: AtomInfo.Ru 12.12.2011, 12:36

Я уж молчу, что станет с сетью, если на дуре внезапно сбросят АЗ. Если из сети мгновенно убрать такую дуру...

Автор: Tony 12.12.2011, 13:03

Ну в ЦФО (ОЭС центра или как там их в данный момент называют) и сейчас скорее всего ничего плохого с сетью не будет. Но если по уму, то гарантированно ничего не будет после устранения "многих" если, каждое из которых будет стоить не один миллиард рублей. В СэСэСэРе конечно мания укрупнения не слабая была, но до таких масштабов не доходило. Если 36 блоков РосАтом хочет построить, за одну-две пятилетки, то чем им режим работы в базе обеспечивать? ГАЭСы или ГЭСы массово лепить? И где кстати водных ресурсов на 36 блоков найдут? Или АЭС станут маневренными? что на это нам операторы скажут?

Автор: AtomInfo.Ru 12.12.2011, 13:09

Требование такое есть.

Что до практики, то лучше спросить украинских коллег. У них были попытки внедрения. Скажем так, некоторые неофициальные комментарии на сей счёт я знаю, но с моей стороны будет не очень красиво их (комментарии) выкладывать.

Автор: Tony 12.12.2011, 13:39

Если требование будет реально выполнено при сохранении должного уровня безопасности и маневренности сравнимой с КЭС, это будет прекрасно ( даже можно сказать инновационно и возможно даже нанотехнологично!!!). Много газа, угля и дров будет сэкономлено. Но что-то более маневренное все равно лепить придется, для увеличения КИУМ например.

Автор: armadillo 12.12.2011, 13:41

ну говорите на конференциях - таким мощностям нужны гидроаккумулирующие спутники.

Автор: AtomInfo.Ru 12.12.2011, 14:20

В принципе, это вариант. Но дополнительные ограничения на место накладывает, потому что ГАЭС лучше бы построить поближе к АЭС.

Автор: Tony 12.12.2011, 15:17

А зачем об этом говорить, если это ещё в книгах времен застоя чуть ли не в предисловии писали, сразу после слов о "руководящей роли...". Только РосАтом занимается делением атома, а переливанием из пустого в порожнее занимается РусГидро. А если принять во внимание КПД ГАЭС и кап затраты на её строительство, структуру электроэнергетики, я, например, для себя сделал вывод о реальности строительства таких станций.

Автор: armadillo 12.12.2011, 15:25

зато Росатом занимается нагревом атмосферы вне пика.
С чем будет сравнивать капитальное строительство ГАЭС, с новым реактором?

Автор: alpha 12.12.2011, 15:55

У нас же ГЭС есть! Пока работает АЭС, ГЭС снижают выработку (до минимума?), а если АЭС отключилась, то выработку увеличивают.

Автор: Tony 12.12.2011, 16:24

О такой опции писали в книжках времен первых пятилеток. Тогда правда "котлы" не на атомах работали, а на дровах, но суть та же. Где столько ГЭС возьмем? гидроресурсы до Урала все оГЭСили, ещё при диктатуре пролетариата. Так что если выработка эл-ва превысит уровень 90го г, то думать придется очень крепко, одними АЭСами систему не обеспечишь.

Автор: pappadeux 12.12.2011, 19:52

Доходило, доходило

Был такой бумажный проект -- РБМК-4800



В России доля газа в выработке э/э аномально велика - более 50%. Газовые станции сейчас несут базовую нагрузку, и вполне разумно заместить их атомом, оставив газ как маневровые мощности



Предлагаю инновацию - охлаждать блоки пивом!

Автор: VBVB 12.12.2011, 23:36

А что в этом плохого? У нас ведь наибольшие запасы газа в мире, поэтому хоть на 75% выработки электроэнергии можем перейти, кто нам что скажет.
Но тут менеджеры вспоминают грозное словосочетание "диверсификация энергоресурсов". И сразу понеслись разговоры про фантастические 38 блоков за 19 лет.
Тут видимо дело в том, что правительство планирует практически весь добываемый газ в Европу отдавать и евробабосы стричь, ну а нашим людям на замену газовых электростанций и ТЭЦ обещают всесильный атом призвать.
Только до 2030 реальное по нашему технологическому уровню количество будущих энергоблоков не 38 , а скорее 13-18, и то кряхтя-корячась.

Автор: armadillo 13.12.2011, 8:23

Сейчас таки увеличивают ГЭС, добавляя "аккумуляторные" мощности на том же среднем водосбросе..

Автор: pappadeux 13.12.2011, 8:50

Стабильность системы снижается



Под запись - мне преставляется, что ввод 2х блоков в год является достижимой задачей. Сейчас строится 7 "больших" блоков плюс два плавучих (плюс вечный пятый курска). Для ввода двух с копейками блоков в год необходимо при длительности строительства в 4 года иметь каждый год 8 с копейками строящихся блоков. Т.е. от текущего уровня надо длительность строительства уменьшить процентов на 20, плюс закладку блоков увеличить процентов тоже этак на 20. Насколько я понимаю, именно этими двумя проблемами Росатом и занимается (ВВЭР/ТОИ должен обеспечить уменьшение времени строительства), и при определенном напряжении сил и регулярном финансировании задача выглядит решаемой.



эти 7 блоков должны быть введены до 2018го. Вы утверждаете, что за 12 лет после этого построят только 6 блоков?

Автор: armadillo 13.12.2011, 8:53

Сколько новых КОРПУСОВ было сделано с 1992 года? Сколько их делается сейчас?

Автор: AtomInfo.Ru 13.12.2011, 8:54

Атоммаш рулит

Они много чего заныкали с советских времён, оказывается

Автор: armadillo 13.12.2011, 8:55

Вот именно. Кто, как и в каких количествах сможет делать корпуса сейчас, когда советские кончатся?

Автор: AtomInfo.Ru 13.12.2011, 9:03

Если серьёзно, то может "Ижора". Самую последнюю их оценку я не знаю, но на двух комплектах в год минимум они ранее настаивали.

Корпус в год может дать "Шкода". Правда, после некоторых вложений (не слишком больших). Чехов вполне можно ориентировать на корпуса для инозаказов.

Джокер - это Петрозаводск. Мнения по нему полярные, от "очень перспективно" до "распил". Ничего не могу по нему сказать, не был там.

"Атоммаш" мог бы оказаться в этом списке. Но там проблемы с собственностью, уголовные дела и разборки на уровне частных спецслужб. Поэтому пока вычёркиваем.

Автор: armadillo 13.12.2011, 9:07

хмм, оказывается не так плохо. Хоть у меня и сомнения в 2 корпусах в год после таких перерывов. И свои кадры нужны и смежники соответствующие. Хотя что ставят такую цель - радует.
А по турбинной части как дела? Понятно, что в случае необходимости можно подключить и французов и не только, но интересно как у нас.

Автор: AtomInfo.Ru 13.12.2011, 9:17

Сомнения есть у всех. Но так как "Ижору" принято хвалить и поддерживать (она же независима от менеджеров Росатома и иногда с ними борется), про заводчан принято давать только бравурную информацию.

На мой взгляд, который может быть ошибочным - два комплекта на "Ижоре" вполне достижимо. Больше - не знаю.



Турбины - это "Силмаш", быстроходные.

Тихоходных, нужных для АЭС, в России нет. Калуга делает турбины для атомной отрасли, но это, скажем так, для космонавтов, плавучек и т.д.

Варианты по тихоходным рассматривались такие. "Турбоатом" (Харьков), "Сименс", "Alstom". С последними собираются строить завод, который год уже собираются, но никак не могут определиться хотя бы с местом. Говорили о Подольске, теперь Петрозаводск. "Сименс", скорее всего, отойдёт в сторонку. Украинцы готовы сотрудничать, начнут, видимо, со своих новых блоков (Х3/Х4).

P.S. Думаю, что критическим окажется не тяжёлое оборудование, а "мелочь" вроде кабелей или автоматики. Индийцам мы сильно задержали с такими поставками. На Бушере я сам видел, как после официального заявления о завершении поставок оборудования продолжали привозить ящики для киповцев.

Автор: AtomInfo.Ru 13.12.2011, 9:24

И в догонку про корпуса.

Украинцы давно говорят, что готовы наладить выпуск корпусов у себя. Конечно, это потребует времени и денег. Но их главное условие на данный момент - дайте заказ на серию. Налаживать производство для одного-двух корпусов глупо.

Пример: http://atominfo.ru/news9/i0157.htm второй вопрос Недашковскому.

Автор: Дед Мороз 13.12.2011, 9:50

Если дать гарантированный заказ на большую серию, кто угодно сможет наладить производство. Дайте только срок и деньги. Если шире смотреть - то корпуса делают и японцы, и корейцы, и французы, и даже китайцы. Так что проблем не будет )))))
Однако согласен с Atominfo.ru - дьявол, как обычно, в деталях, то есть в мелочах.

Автор: Nut 13.12.2011, 10:17

Если вкратце, то я бы отметил изначально заложенные в проекте бОльшие запасы. Он более устойчив, лучше саморегулируется (обратными связями). Более дружелюбен, понятен, чаше улыбается, если что не так- корректно поправит, без наездов. Работает не на пределе, а как-то с ухмылкой. Опять же ГЗЗ. Это субъективный взгляд, конечно.

Автор: Дед Мороз 13.12.2011, 10:25

Ок, спасибо. Совершенно ясно, что система, имеющая большой запас прочности, функционирует гораздо стабильней и надежней, чем не имеющая такого запаса.

Автор: barvi7 13.12.2011, 10:34

440 из имеющихся наилучший, как раз в смысле Дружелюбности.
А вот насчет ГЗЗ - вопрос. Почему-то все они сейчас под "замком".
Если придумают хороший ГЗЗ, то будет хорошо.
А так как ГЗЗ вели себя, например, в 1981 г на РАЭС (кто-то об этом уже писал), то в начале аварии они не очень помогли.

Автор: nakos 13.12.2011, 12:25

чё за ГЗЗ в какой аварии они себя вели?
где об этом почитать?

Автор: Tony 13.12.2011, 13:23

Увеличение ГЭС это как?
Если замена гидроагрегатов на современные, то это не дает большого выигрыша в мощности, меняют скорее планово из-за физического старения. Ну если конечно при постройке проектировщики со строителями совсем уж не накосячили, типа генератор меньшей мощности чем было возможно "прикрутили"(хотя слышал, что были такие случаи из-за ограничений по перевозке/производству/сборке, но их экономически обосновывали).
А что такое ""аккумуляторные" мощности на том же среднем водосбросе"?

Автор: armadillo 13.12.2011, 13:27

Плотину увеличивают и добавляют агрегаты с возможностью реверсирования.

Автор: Tony 13.12.2011, 13:35

А куда плотину увеличивают? Вверх? А если серьезно, много установленной мощности добавляет такая полу-ГАЭС? Делают как я понимаю на низконапорных станциях? А так, да, неплохой вариант.

Автор: armadillo 13.12.2011, 13:36

http://ru.wikipedia.org/wiki/Загорская_ГАЭС
Понятно, что не везде и не всегда получится. Но хоть что-то.

Автор: Tony 13.12.2011, 16:45

Простите, а в результате какого ремонта Загорской ГАЭС она в ГЭС превратилась??? Она как ГАЭС была, так ей и остается- два бассейна один выше другой ниже, посередине винт в трубе, подпитка- речка небольшая. Я то думал вы про модернизацию настоящей ГЭС путем прокрутки сбоку насос-генераторов или просто насосов (генераторы-то на ГЭС уже стоят).
Таких ГАЭС по хорошему, если % атома в общей выработке увеличивать при сохранении невысокой маневренности (ну не верю я в то, что разрешат реакторами пользоваться как обычными котлами в плане графиков нагрузки), нам ещё штук д-цать выкопать нужно будет, или ГЭС строить типа лучших творений СССР (но с учетом того, что в самых удобных местах СССР уже ГЭСы построил), плюс сети. Так-что 36 блоков это хороший план, но инфраструктура для поддержания стабильности сети и поднятия КИУМ этих блоков потребует таких денег, что дешевле будет топить 98-м бензином, лет 30 наверное. Если только рассматривать эти блоки как мощности необходимые для покрытия роста энергопотребления в результате увеличения экономики в целом. Но 36х1000= 36 ГВт новой генерации от АЭС (т.е. плюс новая генерация ГЭС, КЭС, ВЭС и т.д.) этож на сколько экономика вырасти у нас должна за 20-ть лет?
З.Ы. Кажется мне, что уважаемый модератор дальнейшее продолжение темы про воду как источник энергии, а не как теплоноситель, в теме про водо-водяной нагреватель не потерпит... Если что, то в курилку или корзинку, на усмотрение. Прошу прощения и пользователей в целом и модератора в частности.

Автор: armadillo 13.12.2011, 16:52

я про то, что там строят Загорскую-2.
Строить новую плотину размером с Саяно-Шушенскую - разумеется капитальные затраты. При обновлении текущих ГЭС реверсирование предусматривается.
А вот новой генерации ГЭС будет не слишком много - только если на Магадане.

Автор: Smith 13.12.2011, 17:40

nakos
ГЗЗ - главные запорные задвижки. служат для отключения петель от реактора. на ВВЭР-440 такие есть, а на серийных ВВЭР-1000 их нет.

Автор: barvi7 13.12.2011, 18:01

Про ГЗЗ уже написали.
А авария была 22.01.1982 на РАЭС-1.
Информации мало.
Пока это крупнейшая авария с течью из 1-го контура во 2-ой.
Последовательный полный или частичный отрыв крышек горячих коллекторов в ПГ-1,3,4,5. т.е. в 4-х из 6-ти петель.
ГЗЗ не закрывались самостоятельно до конца. Докручивались "руками".
Было отключение оставшихся 2-х ГЦН. Реактор охлаждался на ЕЦ.
Из 1-го контура во 2-ой "ушло" более 1000 м3 воды.
Большая часть выброшена через ПК ПГ или аналогичные устройства в ОС.
И даже при таких отказах реактор жив и до сих пор работает и даже получил продление на эксплуатацию.
Что-то упоминал об аварии инженер_Гарин - может добавит ?

Автор: инженер_Гарин 13.12.2011, 19:56

Примерно так и было. Основные проблемы возникли в идентификации и отсечении порежденных ПГ. Поочерёдно отсекали ПГ по первому контуру и по пару, поэтому ГЗЗ крутили по полной туда-сюда и обжимали в ручную тоже, но причина оказалась не в ГЗЗ, а в несоответствии индикации местонахождения главных паровых задвижек на мнемосхеме БЩУ и по месту. На выявление этих "крестов" и ушло основное время, когда выявили то отсеклись. А без ГЗЗ был бы полный аут, так как воду САОЗ всю слили практически с обеих блоков ну и из загашников тоже, оставалось кубов 150, слава Богу обошлось.

Автор: nakos 14.12.2011, 8:18

Благодарю друзья за новую для меня инфу!
Не мог бы кто мне объяснить вот чего...как управляется ВВЭР - "вручную" или "автоматчески"? Я имею в виду выход на мощность, сход с мощности и поддержание уровня - вы делаете это вводя стержни в АЗ вручную или всё делает АСУ, а ВИУР только крутит рукоятку - "хочу 800 МВт(эл)" и т.п.?

Автор: barvi7 14.12.2011, 16:44

управляется ВВЭР - и "вручную" и/или "автоматически" - читайте Уставы - там все сказано, так говорили в СА, начиная с лейтинанта и т.д.

Автор: nakos 14.12.2011, 22:27

кинете ссылкою?

Автор: Nokia 15.12.2011, 17:54

Я "малышей" видел только на картинке - ничего плохого или хорошего сказать не могу, а вот миллионник, на мой субъективный взгляд, тоже весьма понятен, устойчив и неплохо саморегулируется. Да, работает почти на пределе, но если что не так терпит (в разумных пределах, ессно). Основной недостаток - одна машина.

Автор: AtomInfo.Ru 30.12.2011, 21:56

Немного от Гидропресса о далёком светлом будущем ВВЭР
http://atominfo.ru/news9/i0464.htm

Уточню на всякий случай. То, о чём говорится в интервью, сегодня строить не будут. И завтра тоже не будут. Предмет интервью касался того, что будет после ВВЭР-ТОИ.

Автор: Nokia 17.1.2012, 22:53

Интересно. Очень интересно.
Есть парочка вопросиков
- не слишком ли много мощи? как энергосистеме компенсировать отвал 1700МВт?
- не слишком ли мало ГЦН? как глубока будет разгрузка из-за отключения ГЦН?
- генератор в ГО? там же водород...

А остальное оч-ч-чень интересно.

Автор: armadillo 18.1.2012, 8:49

- а как японцы или например сейчас шведы компенсируют отвал 1350+МВт?
- а как собираются компенсировать финны 1600?
- а как компенсировали в СССР при пуске первого РБМК, когда общая мощность была много меньше?

нет ЕДИНОЙ ВЕЛИКОЙ КОНСТАНТЫ.

Автор: pappadeux 19.1.2012, 7:39

RBMK-1500

Автор: alex_bykov 12.2.2012, 22:16

440-ми толком не занимался, но в 1993-м попал последним на подготовку на Нововоронежский УТЦ, учился безопасности тысячника именно на примере 440-х. Мой преподаватель жутко удивился, когда я ему на второй день работы с регламентом набросал запроектную аварию с участием именно ГЗЗ. Если вкратце, там проблема может возникнуть при подключении отсеченной петли с забросом большого объема теплоносителя с меньшей, чем критическая (текущей на момент отсечения), концентрацией бора. Водообмен в отсеченной петле провести возможности нет (вернее, не на всех, в некоторых есть возможность замыкания через фильтры на обводной линии). Не пробка из дистиллята, но и объемы на порядки больше.
Кстати, ГЗЗ есть и на малой серии миллионников, там тоже они "вечно открытые"...

Автор: www 12.2.2012, 23:55

Подкскажите п-та, если кто знает, хлопок водорода на Калининской 3 блок - есть ли чуть детальная информация или выжимки из акта расследования.

Это дежавю взрыва на Калининской 1 блок под крышкой аппарата, или это был взрыв только где нибудь в машзале?

Автор: MVS 10.4.2012, 22:01

Скажите, если в серийных ВВЭР-1000/1200 нет ГЗЗ, то чем это компенсируется? В случае прорыва трубопровода первого контура или ПГ?

Автор: Nut 11.4.2012, 5:17

Насосами САОЗ. Достаточная производительность для поддержания или выше насыщения или охлаждения а.з. без повреждения.
принцип клизьмы.

Автор: Didro 11.4.2012, 6:34

Вот интересная статья:
http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=3499

Автор: ВОВИЩЕ 14.12.2012, 16:59

Несколько вопросов к тем, кто работает на 104% (В-320):
1. Какое положение ОР СУЗ на 104% Nном. обычно поддерживаете?
2. Какой при этом установившийся аксиальный офсет?
Спасибо.

Автор: alex_bykov 17.12.2012, 16:46

Володя, на 104% ещё вряд ли вышли на стационарный цикл. Если посмотреть в потолок, то можно спрогнозировать, что будет та же фигня, что и на блоках ЗАЭС - установившийся офсет в районе 0 (он будет в первую очередь не от установленной мощности или положения РГ зависеть, а от соотношения свежак/выгоревшее топливо, а оно то же), СУЗы в районе 90%... Как-то так.

Пусть Балаково или Ростов подтвердят (нас же 440-е не интересуют?)

Автор: ВОВИЩЕ 19.12.2012, 13:48

Саша, если ограничение по входу осталось прежним: 286+2,
а выход увеличился на 1,2 то поле не может остаться таким же.
Что бы поле осталось таким же, надо вход завалить на 0,6
а это сделать не так просто, особенно на "грязных" или "поглушенных" ПГ.

Автор: alex_bykov 19.12.2012, 22:19

Володя, ты правильно говоришь, но данный факт относится только к первой перегрузке, поскольку в ней профиль шлаков соответствует другой нагрузке зоны. В следующих перегрузках обратная связь будет проявляться в обязательном порядке, т.е. профиль шлаков формируется в предыдущую кампанию по профилю поля и он-то и даёт отрицательную обратную связь. Если подпитку не ломать, "стабилизец" АО наступает в районе 0, точнее, будет чуть смещён в зависимости от типовой схемы загрузки.

Автор: www 4.1.2013, 0:47

Подскажите пож-та кто владеет информацией.

Сохранила ли Украина те же нормы и правила касательно испытаний Гермообьема на своих ВВЭР как в России (СССР):
- Это пневмоиспытание во время пусконаладки на полное проектное давление (и далее каждые 10 лет), и
- Тест на интегральную утечку на пониженном давлении после каждого ППР.

Если изменилось что то подскажите пож-та, или название Норм и Правил укажите.

Спасибо.

Автор: ВОВИЩЕ 4.1.2013, 12:48

ПРАВИЛА УСТРОЙСТВА И ЭКСПЛУАТАЦИИ ЛОКАЛИЗУЮЩИХ СИСТЕМ БЕЗОПАСНОСТИ АТОМНЫХ СТАНЦИЙ



8.2 Испытания на прочность системы герметичного ограждения
8.2.1 Испытания на прочность проводятся один раз за весь срок службы блока АС при вводе его в эксплуатацию. Повторные испытания на прочность должны проводиться только в том случае, если в процессе эксплуатации подвергались ремонту или замене элементы герметичного ограждения, влияющие на его прочность Критерии, по которым принимается решение о необходимости проведения повторных испытаний на прочность, должны быть указаны в проекте. Решение о проведении повторных испытаний принимает предприятие-владелец системы совместно с проектной организацией.

Автор: www 5.1.2013, 3:37

Требование раз в 10 лет на проектное давление, убрали только на Украинских АЭС, или на Российских тоже?

Спасибо.

Автор: VBVB 8.10.2015, 2:10

На вики написано.

Удивила информация про проект водо-водяного реактора с алюминиевой активной зоной для низких параметров пара. Типа как исследовательский водяной реактор, но в увеличенном варианте в прочном корпусе и с выработкой электричества. Более конкретно про этот аппарат что-нибудь известно?

ЭГВ - водогазовый реактор с перегревом пара, что за чудо такое?

Еще более интересная информация, что в ВВЭР первом первоначально собирались в гетерогеннной активной зоне ВОУ среднего обогащения использовать как в лодочных реакторах, но с очень большим количеством природного урана в бланкетных зонах. Явно, что КВ для такого типа а.з. при небольшом проектном выгорании топлива могло быть немалое, оценочно около 0.55-0.6. Т.е. почти промышленный многофункциональный реактор с возможностью наработки плутония хорошего топливного качества.
Есть более конкретная информация про такую зону для первых проектов ВВЭРа?

Автор: ВОВИЩЕ 8.10.2015, 15:23

про бланкетные зоны это Вы неудачно додумали

Автор: VBVB 9.10.2015, 12:00

Возможно, что ошибся.
Однако для активной зоны упомянутого ВЭС-2 получается соотношение природного урана и ВОУ (25% обогащения) рассматривалось между 9,2:1 и 7,3:1.
Это как же ТВС по компоновке должны были выглядеть?
В твэлах по этому проекту не было верхней и нижней бланкетных зон?