ВВЭР - Супер и СКД Опции

[kuzeyli]

Благодарю АтомИнфо.ру и В.Берковича за интервью http://atominfo.ru/news9/i0464.htm . Тему считаю весьма злободневной и сам давно точил на неё зубы, но не знал как начать.

Сначала о терминах. ВВЭР с регулируемым спектром нейтронов (посредством вытеснителей) буду называть Супер-ВВЭР (СВВЭР), понимая, что это только один из возможных его вариантов. Но не буду иметь в виду ВВЭР-СКД, как вариант СВВЭР. Тем более, что у ВВЭР-СКД своих вариантов хватает. Всё это почти устоявшиеся термины разработчиков и их и буду придерживаться.

О самом интервью. Упор в ней, как видно, Вадим Яковлевич делает на ВВЭР-СКД, как на более ценном для атомной энергетики реакторе, чем СВВЭР. Что очень даже понятно, - КПД в 40% с лишним, даже КПД-брутто, не шуточное дело. Но создаётся из интервью впечатление, что ОКБ ГП, при определённых условиях (например, при твёрдом заказе на разработку ВВЭР-СКД), готов махнуть рукой на СВВЭР. Как на паллиатив по отношению к ВВЭР-СКД. Что было бы весьма печально.

Потому что ВВЭР-СКД это почти журавль в небе, а СВВЭР, - почти синица в руках, но это синица, которая со временем способна стать близкой в своих размерах к журавлю. В частности и потому, что ториевый СВВЭР мог бы стать средством создания турецкого атомпрома, по сути как дочернего АО по отношению к Росатому. Ещё лучшим таким средством был бы, конечно, ВВЭР-СКД, но когда он будет. А та же Турция ждать не будет, а воспользуется первой же иной возможностью использования своих запасов тория.

В общем, если Росатом на самом деле задался целью мировой экспансии и в области наукоёмких технологий (как второй этап этой экспансии), то можно и нужно быстро создавать Супер-ВВЭР, в том числе и ториевый. И к разработке последнего можно и нужно привлекать и турецкую сторону. А ВВЭР-СКД будет чем-то вроде венца ВВЭРов. И к нему, конечно, тоже надо стремиться.

[Kapa6ac]

Прочитал в серии "Творцы ядерного века" 2002 года издания, воспоминания за авторством НА Доллежаля.
Пишет на стр. 166, что на Сибирской (Белоярской) АЭС первые два канальных водо-графитовых блока АМБ-100 и АМБ-200 были с ЯДЕРНЫМ ПЕРЕГРЕВОМ пара. Успешно отработали лет по 30 и были закрыты.

Параметры пара были 510 С или 780 К !!!

Не мог найти нигде подробностей об этих реакторах по конструкции. Может сплав для сверхкритики как раз в этой установке мог бы подойти?
У кого есть ссылка на конструкцию зоны-реактора, или знание о нем, поделитесь.

Спасибо

[AtomInfo.Ru]

Kapa6ac,

презентация НИКИЭТа в МАГАТЭ:
http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/...Yurmanov_PM.pdf
внутри на 7-ом слайде ссылка на юбилейную конференцию 2009 года. Соответственно, надо найти её труды (вполне могут быть в библиотеках), там должно быть всё в наиболее полном виде.

[AtomInfo.Ru]

презентация НИКИЭТа в МАГАТЭ:

И далее по Юрманову посмотреть.
У них есть доклад в Подольске (2009):
http://www.gidropress.podolsk.ru/files/pro...ticle137-ru.htm
В нём в основном про химию, но есть список литературы, его можно поднять и посмотреть.
Например, там название статьи Емельянова сотоварищи "Исследования прочности конструкционных элементов топливных каналов реакторов Белоярской АЭС".