Малая энергетика - США Опции

[AtomInfo.Ru]

Запишу здесь инсайдерский прогноз, чтобы не забыть.

Тендер DoE на финансирование проектов АСММ выиграют "Westinghouse" и B&W.

[Nucon]

2. ПЕРВЫЙ КОНТУР И КОРПУС РЕАКТОРА NuScale
2.1. Поскольку, в настоящий момент, наибольшее количество данных (презентаций) доступно именно по реактору NuScale, то с него и начнем рассмотрение. Перейдем ко конструктивным элементам первого и второго контуров этого реактора. Выше упоминалось, что температура перегретого пара и его параметры перед турбиной, определены параметрами теплоносителя на выходе из АЗ (температура на выходе, давление в первом контуре). Эти параметры довольно стандартны, определяются исключительно потребностями паровой турбины и обычно задаются при проектировании. Но и здесь есть большое количество вопросов и комментариев именно к дизайну конкретного проекта:
• Трубная система ПГ, навитая, вокруг подъемной (тяговой) шахты вполне технологична, но тогда, конструкционный вопрос, как через навивку проходят тяги периферийных ИМ СУЗ? Или же периферийные сборки АЗ все-таки не регулируются и все СУЗ локализованы лишь в центральной части АЗ?
• Еще один конструкционный вопрос, который тянет за собой целую цепочку проблем. Для перегрузки АЗ исполнен разъем поперек корпуса реактора чуть выше верхнего уровня АЗ. Как осуществляется уплотнение? Точнее, как осуществляется разъем и обратная сборка под уровнем воды в большом бассейне, по сути напротив АЗ и под биозащитой? Какими-то особыми устройствами? При том, что все эти конструкции будут иметь существенную наведенную активность (и загрязнение), то хранить их придется в отдельном бассейне и потребуется специальное условие/процедура для переноса этих конструкций в такой бассейн, или особые условия для дезактивации. А если предположить, что часть ТВЭЛов повреждена при эксплуатации и эта часть может серьезно загрязнить общий бассейн? Удешевит такой дизайн операционные расходы и улучшит экономику станции?
• А как удалить из АЗ поглотители при перегрузке блоком, если нижняя часть реактора не сдренирована, удалена целиком, а стержни ИМ СУЗ должны вернуться на место, в новую АЗ? Понято, что это будет отдельная операция, но как это отразится на экономике?
• Каково обоснование надежности ПГ? Какое количество сварных швов и соединений ПГ и как рассчитывается его/их надежность всей конструкции? Предусмотрена ли полная замена ПГ или глушение части трубок? Кто это будет делать и какой уровень радиации в этом месте?
• Если выходит из строя один ПГ, меняется вся система? Как и в каком конкретном месте могут быть исполнены такие операции? Ведь корпус полностью в контейнменте и условия выполнения такой работы непонятны. А специфика разборки корпуса существенно затруднит такую операцию. По представленным данным получается, что в блоке всего 2 секции ПГ и в случае течи отсекается половина? То есть, на каждое действие с ПГ или на любую операцию обслуживания потребуется разборка контейнмента и выполнение работ в большим количеством демонтажа.
• Есть ли тяговые трубы у топливных сборок АЗ? Или же, рассчитанного движущего напора достаточно и без них (см. выше первую часть вопроса про нейтронно-физические процессы а АЗ и наличие паровой составляющей)?
• Основная (главная) тяговая шахта имеет какие-либо особенности по конструкции, позволяющие обеспечивать циркуляцию в режиме ЕЦ при всех уровнях теплоносителя?

Если просмотреть презентации прочих перспективных Американских проектов LW SMR, понятно, что обязательно надо поговорить и о “присоединениях” к корпусу реактора. Так всегда, разбираясь с одним вопросом, цепляешь какую-то мелочь и сразу вытаскиваешь наружу целый ком несоответствий. Например. Почему, интегральный (моноблочный) дизайн существенно снижает возможность образования течи? Кто это сказал и как он это подсчитал? Да и можно ли говорить о том, что в реакторе такого типа полностью исключены подключения к системам? Что, на корпусе нет ни одного патрубка? Есть, и довольно много.
Посмотрим, какие присоединения должны быть у реально существующего или же у перспективного реактора LW SMR, и какие должны быть диаметры трубопроводов подключений (по данным разработчиков):
• Реактор необходимо заполнять и пополнять теплоносителем. А значит, надо подать в корпус воду, и по возможности в достаточном объеме и быстро. Быстро, потому, что этот же патрубок используется для подпитки и аварийной подачи воды при образовании течи (снова вопрос к эксплуатации реактора в аварийных режимах). Такие трубопроводы, как правило подают воду в пространство над АЗ. Поскольку подача холодной воды под АЗ может поменять реактивность. Обычно это патрубок «труба в трубе» системе очистки, размер Ду = 3… 4”.
• Реактор необходимо периодически дренировать. Как минимум при перегрузках. И дренирование обычно осуществляется с дна, из нижней точки. Диаметр этой трубы, как правило, не очень большой, Ду = 1″. Но, тем не менее, такое подключение имеется
• Система очистки и (иногда) система длительного расхолаживания. Вода из реактора охлаждается на теплообменнике-рекуператоре и пройдя ионно-обменный фильтр 1К (ИОФ-1) возвращается в контур. Операция эпизодическая и зависит от состояния АЗ. Но имеет место. Без использования теплообменника-рекуператора, эта система может исполнять функцию системы длительного расхолаживания. Как правило, система подключена к тому же патрубку, что и система подпитки (см. выше)
• Система подачи газа высокого или среднего давления. Аналогичный трубопровод используется для воздухоудалениях, при первичном заполнении и расположен в максимально возможной верхней точке крышки/корпуса. Диаметр подключения этого трубопровода не очень большой, с Ду = примерно 1″
• Обычно 2, как в проекте NuScale, или 4 на корабельных установках, трубопровода подачи питательной воды. Количество зависит от количества секций парогенератора. Диаметры этих трубопроводов примерно Ду = 4″. И соответственно 2 (или 4) паропровода отвода перегретого пара. Эти диаметры довольно значительны и составляют примерно Ду = 10″.

Примерно таковы и стандартные подключения к корпусу корабельного реактора. Выше не упомянуты подключения уровнемеров, термопар, прочих датчиков. Давление в контуре обычно измеряется датчиками установленными на трубопроводах подключенных систем, до запорной (отсечной) арматуры. Остальные датчики обычно имеют собственные места подключений на специальных патрубках, в верхней части корпуса.

• Теперь несколько слов о чисто Американской “экзотике”. Правда в США, эти подключения не считаются экзотическими. Это дополнительные т.н. “вентиляционные предохранительные клапана”. Их как минимум 2, независимых, и включаются они в работу, если происходит несанкционированное повышение давления в контуре. В основном, после сброса АЗ и при активном кипении ТН-1 в отсутствие отвода тепла от АЗ реактора. Диаметр таких патрубков достаточно велик и составляет Ду = 3″.
• В принципе, выше представлен практически полный перечень и для расчетов вероятности появления течей можно его использовать. Если бы не одно дополнительное но… Есть такая особая схема придуманная в NuScale, для отвода тепла от реактора, через стенку контейнмента. Называется эта система, CHRS и будет разобрана ниже. Отсечение этой системы от внутренней полости первого контура осуществляется 2-мя клапанами по каждой линии, которых также 2. Предполагается по 2 рециркуляционных патрубка на сторону, с Ду = 4″ каждый, по воде и пару. То есть, еще 4 “дырки”, не считая 2-х аварийных линий с предохранительными клапанами, указанных выше. Рассмотрение работы системы будет продолжено ниже.

Достаточно большой список, не правда ли? Можно ли исключать возможность течи? Не думаю. Можно ли исключить вероятность образования гильотинного разрыва трубопровода большого диаметра? Да. Но желательно посчитать еще и вероятность течей и отказов срабатывания клапанов CHRS, интенсивность возможных течей, а также, возможность организации циркуляции в разомкнутом контуре CHRS, ну и возможность циркуляции и надежного охлаждения при отказе одной ветви системы. Это отдельная и длительная дискуссия, часть которой мы продолжим ниже.