IPB

Здравствуйте, гость ( Вход | Регистрация )



Нет регистрации на форуме? Вам сюда.
8 страниц V  < 1 2 3 4 > »   
Reply to this topicStart new topic
> Малая энергетика - США
Nucon
сообщение 10.12.2012, 0:20
Сообщение #21





Guests






QUOTE(Smith @ 9.12.2012, 9:41) *
смотря как расшифровывать :-)
в терминологии МАГАТЭ - это обобщающий термин "Small-Medium Reactors", а в терминологии Вестингауза - это "Small Modular Reactor" (т.е. наименование их проекта малого энергоблока, который я и имел в виду).



Ваще-та... Small Modular Reactor
Go to the top of the page
 
+Quote Post
pappadeux
сообщение 10.12.2012, 8:23
Сообщение #22


Эксперт
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 077
Регистрация: 8.4.2010
Пользователь №: 5 621



QUOTE(asv363 @ 9.12.2012, 7:05) *
Существует интересное интервью с Кузнецовым В.В. на сайте. В принципе, затрагивает много тем форума, малую энергетику США, в частности.

В том виде, как его преподносили раньше - с насыпным топливом на основе гидрида урана - проект был из области фантастики. Тем более, после того, как выяснилось, что в прошлом такое топливо отрабатывалось только в составе полиэтиленовых блочков.


TRIGA разве не на гидриде работают?
Go to the top of the page
 
+Quote Post
pappadeux
сообщение 10.12.2012, 8:25
Сообщение #23


Эксперт
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 077
Регистрация: 8.4.2010
Пользователь №: 5 621



QUOTE(Smith @ 9.12.2012, 10:41) *
смотря как расшифровывать :-)
в терминологии МАГАТЭ - это обобщающий термин "Small-Medium Reactors", а в терминологии Вестингауза - это "Small Modular Reactor" (т.е. наименование их проекта малого энергоблока, который я и имел в виду).


Это не терминология Вестингауза, а название того самого гранта от DoE, по которому пойдут деньги на два проекта

SMALL MODULAR REACTOR DESIGN PROGRAM

http://www.grants.gov/search/search.do?opp...3&mode=VIEW
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Smith
сообщение 10.12.2012, 9:52
Сообщение #24


Эксперт
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 997
Регистрация: 18.11.2009
Из: Moscow
Пользователь №: 1 859



QUOTE(Nucon @ 10.12.2012, 1:20) *
Ваще-та... Small Modular Reactor


и все-таки МАГАТЭ считает иначе - http://www.iaea.org/NuclearPower/SMR/ smile.gif

QUOTE(pappadeux @ 10.12.2012, 9:25) *
Это не терминология Вестингауза, а название того самого гранта от DoE, по которому пойдут деньги на два проекта
SMALL MODULAR REACTOR DESIGN PROGRAM
http://www.grants.gov/search/search.do?opp...3&mode=VIEW


согласен, что ноги растут отсюда, но получается, что Вестингауз не стал выдумывать броское название типа mPower, NuScale или 4S, а назвал свой проект The Westinghouse Small Modular Reactor (Westinghouse SMR) http://www.westinghousenuclear.com/smr/fact_sheet.pdf
Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 10.12.2012, 10:02
Сообщение #25


Модератор
*********

Группа: Clubmen
Сообщений: 22 795
Регистрация: 16.1.2007
Из: Обнинск
Пользователь №: 4



QUOTE(Smith @ 10.12.2012, 10:52) *
согласен, что ноги растут отсюда, но получается, что Вестингауз не стал выдумывать броское название типа mPower, NuScale или 4S, а назвал свой проект The Westinghouse Small Modular Reactor (Westinghouse SMR) http://www.westinghousenuclear.com/smr/fact_sheet.pdf


Хм... Весты могли темнить. Потому что был и IRIS, и слухи о некоем AP-300. Поэтому они могли назвать свой реактор просто "реактор" для запутывания конкурентов.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Nucon
сообщение 10.12.2012, 10:57
Сообщение #26





Guests






QUOTE(Smith @ 10.12.2012, 1:52) *
и все-таки МАГАТЭ считает иначе - http://www.iaea.org/NuclearPower/SMR/ smile.gif
согласен, что ноги растут отсюда, но получается, что Вестингауз не стал выдумывать броское название типа mPower, NuScale или 4S, а назвал свой проект The Westinghouse Small Modular Reactor (Westinghouse SMR) http://www.westinghousenuclear.com/smr/fact_sheet.pdf


Я настолько скептически к МАГАТЭ, в конкретном случае. Да и смысла копья ломать не вижу. Терминология была предложена более 10 лет назад в специальном отчете DoE. Во всяком случае я ее тогда увидел, так и пользуюсь.

Go to the top of the page
 
+Quote Post
Nucon
сообщение 10.12.2012, 11:00
Сообщение #27





Guests






Начнем? Не очень большая статейка. 10-12 листов всего. Небольшими частями буду ставить...

ОБЗОР И АНАЛИЗ НЕКОТОРЫХ ТЕХНИЧЕСКИХ РЕШЕНИЙ ПРИМЕНЕННЫХ ПРИ РАЗРАБОТКЕ РЕАКТОРОВ ТИПА LW SMR

Введение:
Начнем с того, что основными преимуществами Американских (именно они рассматриваются в анализе) малых и средних реакторов рассматриваемого типа, назовем их условно, LW SMR (разговор пока идет только об этом типе реакторов), являются предположения что удешевление проектов и их экономическая конкурентноспособность с прочими источниками электроэнергии будет достигнута за счет:
• возможности использовать стандартные компоненты для активной зоны (АЗ) (кассеты стандартного типоразмера для серийного BWR (17 x 17 FE grids, в зоне 32 FA, 1/2 Hcore = 1.82 m)
• сравнительно небольшие массо-габаритные показатели корпуса, позволяющие легко изготовить его в заводских условиях, с соответствующим контролем качества и транспортировать корпус SMR до места без затруднений (что успешно делается и сейчас, в том числе и для «больших» реакторов)
• высокий уровень пассивной безопасности и использование 100% естественной циркуляции (ЕЦ) при нормальной эксплуатации, при плановом вводе или выводе, длительном расхолаживании, и особенно в аварийных ситуациях, при экстренном выводе установки
• отсутствие возможностей для возникновения LOCA (это не касается одного из обсуждаемых проектов имеющего ПГ вынесенные из корпуса, где минимизация возникновения LOCA не аргументирована)
• высокий уровень внешней безопасности и сейсмо-устойчивость. Этот постулат немного непонятен, ведь разве этот вопрос не рассматривается и для «больших» установок? Да и это преимущество скорее относится к дизайну здания и помещений для размещения реакторов и оборудования, а не к самому дизайну реактора. Компонент «сейсмоустойчивать», тоже подлежит техническому анализу при рассмотрении всей конструкции АЭС.

Прочие, незначительные преимущества и недостатки вариантов дизайна здесь и сейчас не обсуждаются, так как не критичны для данного уровня рассмотрения. И конечно, кроме презентаций разработчиков интересно было бы сделать аудит реальных инженерных и экономических расчетов и сравнений и обсудить данные с разработчиками. Увы, но такой контакт пока не представляется возможным. Однако, и имеющихся данных достаточно, чтоб проанализировать проекты довольно детально. То есть, можно говорить о серьезных аргументах за и против, концептуальных, а можно найти множество мелких недочетов, сводящих на нет любую, самую хорошую идею. «Дьявол кроется в мелочах».
Просмотрев на все 4 основных типа дизайна LW SMR развиваемые разными Американскими фирмами (NuScale, Westinghouse, B&W ALWR и HolTec HI-SMUR), напрашивается предварительный вывод о примерной равенстве цены постройки одного такого реакторного блока с SMR. На это наталкивают следующие вполне данные:
• похожие массо-габаритные размеры блока и корпусных конструкций (с кое-какими исключениями)
• похожие размеры зоны и их конструктив, число сборок, их состав
• практически идентичные теплотехнические параметры контуров (I и II), а значит размеры турбины и соответственно размеры и дизайн ПТУ.

Что невозможно оценить корректно, так это затраты на эксплуатацию. А первичный анализ некоторых технических решений явно указывают на то, что их кажущаяся, на первый взгляд, выйгрышность и целесообразность, повлечет за собой существенные расходы на обслуживание и эксплуатацию такой установки.

Сообщение отредактировал Nucon - 10.12.2012, 11:02
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Smith
сообщение 10.12.2012, 11:57
Сообщение #28


Эксперт
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 997
Регистрация: 18.11.2009
Из: Moscow
Пользователь №: 1 859



QUOTE(Nucon @ 10.12.2012, 11:57) *
Я настолько скептически к МАГАТЭ, в конкретном случае. Да и смысла копья ломать не вижу. Терминология была предложена более 10 лет назад в специальном отчете DoE. Во всяком случае я ее тогда увидел, так и пользуюсь.

ну вот, к примеру, отчет МАГАТЭ 12-летней давности - http://users.ictp.it/~pub_off/lectures/lns...er_2/Kupitz.pdf
в общем, действительно, закончим этот несерьезный спор и сойдемся на том, что "первых нет и отстающих, бег на месте общепримиряющий" biggrin.gif
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Nut
сообщение 10.12.2012, 13:44
Сообщение #29


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 2 736
Регистрация: 17.5.2010
Пользователь №: 10 031



QUOTE(Nucon @ 10.12.2012, 11:00) *
• отсутствие возможностей для возникновения LOCA

При этих словах (я цитировал в палатах) у пациентов повыскакивали клизьмы. У некоторых зарубцевались язвы и восстановилась потенция. Все почти с ума свихнулись! "И мы! И мы так хотим! И нам пусть тоже так хорошо сделают! Надо выпить ЛОКУ!" - кричали уже зафиксированные пациенты.
Коллега, можно на эту тему по-подробнее. Надо что-то пояснить пациентам, как-то успокоить. Иначе бунт неизбежен. А тут еще и сестра сбежала. Может опережаю события, извините, но боюсь можем не дождаться разъяснений, поэтому от имени пациентов прошу.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 10.12.2012, 15:55
Сообщение #30


Модератор
*********

Группа: Clubmen
Сообщений: 22 795
Регистрация: 16.1.2007
Из: Обнинск
Пользователь №: 4



QUOTE(Nut @ 10.12.2012, 14:44) *
Коллега, можно на эту тему по-подробнее.


Вопрос не ко мне. Но предположу, что имеется в виду LOCA с большой течью. Если трубопроводы большого диаметра убрать, то большой течи при разрывах не будет почти по определению.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
armadillo
сообщение 10.12.2012, 16:28
Сообщение #31


Ветеран форума
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 331
Регистрация: 17.3.2011
Из: Russia, Moscow
Пользователь №: 32 515



в смысле что при аварии большого давления уже не будет?


--------------------
Спор - это когда обе стороны пытаются сказать последнее слово первыми
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Nut
сообщение 10.12.2012, 17:52
Сообщение #32


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 2 736
Регистрация: 17.5.2010
Пользователь №: 10 031



QUOTE(AtomInfo.Ru @ 10.12.2012, 15:55) *
предположу, что имеется в виду LOCA с большой течью. Если трубопроводы большого диаметра убрать, то большой течи при разрывах не будет почти по определению.

Обычно большая течь 1к. изображается как LLOCA. Но даже если трубопроводы уменьшить (да еще и ЕЦ!), то течь из этой трубы все равно видимо будет называться LOCA. Величина ее действительно будет меньше (например не 800мм, а 10мм - по диаметру этой трубы). Но для такого реактора это (10мм) тоже будет разрыв ГЦТ - то же, что и для большого 800мм. И в этом разницы видимо нет. Думаю, коллега имел ввиду все же нечто более революционное, чем снижение диаметра ГЦТ. Ведь - "отсутствие возможностей для возникновения LOCA". Если так, как Вы говорите, то тут просто некорректность изложения. Это не страшно, с кем не бывает. Но может что-то концептуальное? Вот и хотелось бы уточнить. А то пациенты не могут успокоиться.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Nucon
сообщение 10.12.2012, 17:56
Сообщение #33





Guests






QUOTE(Nut @ 10.12.2012, 9:52) *
Обычно большая течь 1к. изображается как LLOCA. Но даже если трубопроводы уменьшить (да еще и ЕЦ!), то течь из этой трубы все равно видимо будет называться LOCA. Величина ее действительно будет меньше (например не 800мм, а 10мм - по диаметру этой трубы). Но для такого реактора это (10мм) тоже будет разрыв ГЦТ - то же, что и для большого 800мм. И в этом разницы видимо нет. Думаю, коллега имел ввиду все же нечто более революционное, чем снижение диаметра ГЦТ. Ведь - "отсутствие возможностей для возникновения LOCA". Если так, как Вы говорите, то тут просто некорректность изложения. Это не страшно, с кем не бывает. Но может что-то концептуальное? Вот и хотелось бы уточнить. А то пациенты не могут успокоиться.


Именно так. Прошу понять, это не мои слова, это я показал, что они декларируют. Именно они так рассказывают. И это то, что я собираюсь критиковать. В том числе и про LOCA пишут, хотя надо бы было правильнее, про LLOCA. На что я им и указал.
И еще. Статейка для Американцев. Кое какие моменты требуют для Российского читателя пояснения. Велком. Задумывалось как ответ и дискуссия для будущего обсуждения. В свете моего с ними спора.

Сообщение отредактировал Nucon - 10.12.2012, 17:59
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Nucon
сообщение 10.12.2012, 18:00
Сообщение #34





Guests






1. АКТИВНЫЕ ЗОНЫ LW SMR ХАРАКТЕРИСТИКИ И СОМНЕНИЯ
Собственно, по размерам АЗ реакторов SMR совсем уж малой не является. Примерно 1.4…1.50 m диаметр и соответствующая высота. Такая АЗ размерами очень похожа на современные корабельные LW АЗ нового поколения, к примеру: Dcore ~ 1.5 m и Нcore ~ 1.0 m. Правда, за исключением того, что высота АЗ SMR превышает указанную выше практически в 2 раза. По прочтении части презентаций всех разработчиков сразу возникает ряд вопросов. Поэтому, несколько замечаний относительно АЗ, следует сделать дополнительно и с самого начала:
• проблемы неравномерностей нейтронного поля в АЗ такого размера и состава, на практике могут решаться несколькими путями:
1) постоянным регулированием нейтронного поля за счет применения СУЗ (но тогда их будет довольно много, а размещение приводов на крышке сравнительно небольшого диаметра затруднено конструктивно). Правда, это решаемая задача, да и оптимизировать количество исполнительных механизмов (ИМ) СУЗ хоть и затруднительно, но возможно
2) “глубоким” физическим профилированием АЗ. Экзотика с использованием редких материалов может быть весьма и весьма дорогой, тогда как борированная (изотопом B10) сталь дешева и может быть вроде бы вполне приемлемым, не дорогим решением, но даже на первый взгляд, явно недостаточным. А значит, все-таки, потребуется профилирование более экзотическими материалами. На первый взгляд, это возможно, технологично и конструктивно решаемо, но довольно дорого. Но на этот вопрос можно ответить точно только после детального расчета и сравнительного анализа всех вариантов состава АЗ
• Могут ли поглотители СУЗ выполнять совмещенные функции системы а/з и регулирования? Возможно ли это по требованиям NRC USA? Это требует уточнения по документам NRC и возможность снижения количества ИМ СУЗ по этому показателю, в настоящем анализе не рассматривается
• Можно ли задачу физического профилирования АЗ решить конструктивным возвращением к конструкции «компенсирующей решетки»? Сделать ее не просто перемещаемой по высоте, а действительно компенсирующей выгорание в разных зонах, в разные моменты кампании? Вероятно, что да, но тогда возникает проблема обеспечения достаточного уровня ЕЦ, так как проходное сечение АЗ изменится существенно
• Как обеспечить кампанию для АЗ, при условии строгих ограничениий на обогащение для гражданских объектов? Если для реактора типа NuScale это меньшая проблема, то для реакторов превышающих мощность NuScale в 3…5 раз, при равных размерах АЗ, это уже куда как более серьезная задача
• габаритами и конструкцией АЗ, но в рассматриваемом случае, этот фактор критичен, так как есть определенные/заданные размеры АЗ, ниже которых многое, с т.з. экономики, вроде бы теряет смысл.

Однако, данных о расчетах экономических показателей мы не имеем, а слова и красивые презентации некоторых разработчиков предлагаемые без предоставления серьезных доводов и аргументов подкрепленных расчетами выглядит весьма сомнительно.

Исходя из первых предположений, несмотря на имеющиеся ограничения изначально заложенные в конструкции АЗ, разработчикам необходимо продолжить исследования в области оптимизации параметров реактора и АЗ и принять радикальное решение. Рассматриваются ли реализаторами проекта пути такого «отступления»? К примеру, хотя бы на один шаг, перейти на использование стандартных типоразмеров ТВЭЛов, с изменением дизайна ТВС? Это также неизвестно. Предложения такие появлялись еще 10 лет назад, но реализаторы проектов, по непонятным причинам, упорно стоят на своем.

Таким образом, на этом этапе анализа, вместо вполне обоснованного использования АЗ - «таблетки», предлагается дизайн АЗ в виде вытянутого в высоту цилиндра. А ведь понадобится рассмотреть искажения нейтронного потока, еще и по высоте. Их тоже придется компенсировать и серьезно. Иначе, верх АЗ практически не будет работать и выгорание в верхней части АЗ будет незначительным. Причин несколько. Первая, нахождение в верхней части АЗ кластеров (подвесок стержней) СУЗ заглушающих реакцию «локально». Вторая, низ зоны, при выгорании будет существенно раньше накапливать продукты деления и надо помнить, что при таких размерах АЗ и гражданском назначении реактора, процент негерметичных ТВЭЛ(ов) должен быть минимален. Вопросов к разработчикам конструкции АЗ накапливается достаточно много:
• Учитывались ли эти данные при экономических расчетах и обоснованиях использования стандартных ТВС?
• Предлагалось ли иное инженерное решение для профилирования «физического веса» стержней? Для изменения их геометрии?
• Учитывалось ли, что в АЗ к концу компании будет оставаться довольно много не использованного топлива, поскольку выгорание будет очень неравномерным?
• Предлагались ли иные технические решения удешевляющие использование топлива, включая повторную загрузку и частоту перезагрузки? Например «составная АЗ»
• Влияние термо-гидравлики и расчета ЕЦ на нейтронно-физические характеристики АЗ проектантами было учтено корректно?
На все эти вопросы ответ можно получить либо в очной беседе/дискуссии, либо через специальные запросы, и то, если разработчик согласится ответить.
Почти все указанные выше проекты, это проекты с ЕЦ. АЗ реакторов с ЕЦ, как правило с подкипанием (малокипящие), до 8…10% для лучшей ЕЦ, и следовательно, в АЗ допускается некоторое наличие пара. Понятно, и очевидно, что пар этот локализован вверху АЗ. А если мы предполагаем наличие пара в АЗ, то сразу встает вопрос об алгоритме управления и регулировании параметров первого контура (температура на выходе из АЗ на линии насыщения при давлении в корпусе). Требуется внимательно рассмотреть и проанализировать PLT диаграмму и обоснованность применения конкретного закона регулирования: При постоянной средней температуре в АЗ или при поддержании постоянной температуры на выходе? А может по температуре на выходе изменяющейся по определенному закону? Вроде бы не связанные проблемы, АЗ и PLT, но только на первый взгляд. На самом деле связь между конструкцией, составом АЗ и алгоритмированием прямая.
Ведь как раз и температура на выходе существенно влияет на параметры пара и работу турбины, и косвенно на стоимость эксплуатации, через поддержание влажности пара и соответственно через эрозию лопаток последней ступени турбины и соответственно ремонты и обслуживание. На первый взгляд, это несущественный на этой стадии вопрос, очень серьезен, так как от его формализации зависит создание алгоритмов управления установкой и в том числе стоимость эксплуатации, ремонтов, обслуживания.
Вполне вероятно, что в этой части основной вопрос даже не параметры первого или второго контуров, а скорее о конструкции и оптимизации количества агрегатов и узлов систем с последующим переходом к анализу и оптимизации параметров установки, а также, вопрос алгоритмирования и организации эксплуатации. Тем не менее, вопросы существуют и судя по представленным разработчиками данным, вряд ли они решены полностью. А значит, вряд ли они учтены в экономическом обосновании цены одного kWe подобной установки.

Сообщение отредактировал Nucon - 10.12.2012, 18:03
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Nut
сообщение 10.12.2012, 18:10
Сообщение #35


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 2 736
Регистрация: 17.5.2010
Пользователь №: 10 031



QUOTE(Nucon @ 10.12.2012, 17:56) *
Именно так. Прошу понять, это не мои слова, это я показал, что они декларируют. Именно они так рассказывают. И это то, что я собираюсь критиковать. В том числе и про LOCA пишут, хотя надо бы было правильнее, про LLOCA. На что я им и указал.
И еще. Статейка для Американцев. Кое какие моменты требуют для Российского читателя пояснения. Велком. Задумывалось как ответ и дискуссия для будущего обсуждения. В свете моего с ними спора.

Вот найти дискуссию - это Вы по адресу обратились. Тут Вам местные пациенты помогут.
Так все-таки. Я немного не понял из сообщения - речь идет о том,что диаметры труб меньше и все? Просто ведь это само по себе не исключает LOCA. Малая труба для малого реактора - то же самое, что большая труба для большого реактора. Вряд ли это можно представить как "отсутствие возможностей для возникновения LOCA". Или это неточно подобранная формулировка? Если так, то я сразу замолкаю, опечатка - она и в Африке опечатка. Пациентам объясню, уколю, они угомоняться.
Если все же что-то другое, то по-возможности поясните, как это coolant есть, а его loss исключен? За счет чего? Мы тоже у себя сделаем.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 10.12.2012, 18:19
Сообщение #36


Модератор
*********

Группа: Clubmen
Сообщений: 22 795
Регистрация: 16.1.2007
Из: Обнинск
Пользователь №: 4



QUOTE(Nut @ 10.12.2012, 19:10) *
Если все же что-то другое, то по-возможности поясните, как это coolant есть, а его loss исключен? За счет чего? Мы тоже у себя сделаем.


Честно говоря, пока что приходит на ум только французский Флексиблюз smile.gif Ежели окунуть реактор в океан coolant'а, то loss оного будет затруднён smile.gif

Уважаемый Nucon,

Вы уверены - они действительно это декларируют? Про большие течи я слышал, но про полное исключение...

Допустим, в России были проекты, растущие из космического направления, где LOCA была полностью исключена по той причине, что в активной зоне отсутствовал теплоноситель как класс. Тепло снималось теплопроводностью. Но там возникала, во-первых, также весьма неприятная авария с потерей рабочего тела второго контура. А во-вторых, футуристичность проекта проявлялась при попытках выбрать подходящую для съёма тепла матрицу, в которую ставились бы твэлы.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Nut
сообщение 10.12.2012, 18:31
Сообщение #37


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 2 736
Регистрация: 17.5.2010
Пользователь №: 10 031



QUOTE(AtomInfo.Ru @ 10.12.2012, 18:19) *
Честно говоря, пока что приходит на ум только французский Флексиблюз smile.gif Ежели окунуть реактор в океан coolant'а, то loss оного будет затруднён smile.gif

LOCA была полностью исключена по той причине, что в активной зоне отсутствовал теплоноситель как класс.

Да, если в океан, тогда похоже течи не будет. Вот я и спрашивал, может действительно, что-то в таком роде предполагается. Но тогда все пациенты, если узнают, залезут в стеклянную призму сразу.

По второму абзацу я исключил, т.к. было указано, что LWR.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Nucon
сообщение 10.12.2012, 18:38
Сообщение #38





Guests






QUOTE(Nut @ 10.12.2012, 10:10) *
Вот найти дискуссию - это Вы по адресу обратились. Тут Вам местные пациенты помогут.
Так все-таки. Я немного не понял из сообщения - речь идет о том,что диаметры труб меньше и все? Просто ведь это само по себе не исключает LOCA. Малая труба для малого реактора - то же самое, что большая труба для большого реактора. Вряд ли это можно представить как "отсутствие возможностей для возникновения LOCA". Или это неточно подобранная формулировка? Если так, то я сразу замолкаю, опечатка - она и в Африке опечатка. Пациентам объясню, уколю, они угомоняться.
Если все же что-то другое, то по-возможности поясните, как это coolant есть, а его loss исключен? За счет чего? Мы тоже у себя сделаем.


Именно так. Они в презентациях рассказывают, что снижение на несколько порядков якобы расчитано. Резонный вопрос, за счет чего? Только "силовые" патрубки исключили? Так эти патрубки изломать надо еще ухитриться. Остальные дырки-то остались. Включая дополнительные.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Nucon
сообщение 10.12.2012, 18:42
Сообщение #39





Guests






QUOTE(AtomInfo.Ru @ 10.12.2012, 10:19) *
Честно говоря, пока что приходит на ум только французский Флексиблюз smile.gif Ежели окунуть реактор в океан coolant'а, то loss оного будет затруднён smile.gif

Уважаемый Nucon,

Вы уверены - они действительно это декларируют? Про большие течи я слышал, но про полное исключение...

Допустим, в России были проекты, растущие из космического направления, где LOCA была полностью исключена по той причине, что в активной зоне отсутствовал теплоноситель как класс. Тепло снималось теплопроводностью. Но там возникала, во-первых, также весьма неприятная авария с потерей рабочего тела второго контура. А во-вторых, футуристичность проекта проявлялась при попытках выбрать подходящую для съёма тепла матрицу, в которую ставились бы твэлы.


Да. Ничего там особо новаторского нет. Реактор как реактор. Правда с учетом развития новых технологий, материалов прежде всего, проект может быть более современный чем наш. Но пока увы никак... И я считаю, что прежде всего из-за концептуальных инженерных ошибок.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Nucon
сообщение 10.12.2012, 19:02
Сообщение #40





Guests






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.
Go to the top of the page
 
+Quote Post

8 страниц V  < 1 2 3 4 > » 
Reply to this topicStart new topic
1 чел. читают эту тему (гостей: 1, скрытых пользователей: 0)
Пользователей: 0

 



Текстовая версия Сейчас: 2.7.2020, 15:26