ВВЭР - Супер и СКД Опции

[AtomInfo.Ru]

Нужны же не просто потоки, а воспроизводства условий в комплексе: температура, напряженность металла, облучение. Потому МБИР поможет отчасти

Там три петли предполагалось. А если бы заложили петлю под условия СКД? (допустим, это можно было бы сделать, в чём пока не уверен).

[Kapa6ac]

Там три петли предполагалось. А если бы заложили петлю под условия СКД? (допустим, это можно было бы сделать, в чём пока не уверен).

Это другое дело! Тогда дело за малым - как его зовут и кто будет заниматься изысканием правильных сталей и предлагать для испытаний образцы.

[AtomInfo.Ru]

Это другое дело!

Увы, у меня не зря везде частица "бы". Под ТЖМТ петли предполагали, СКД, насколько знаю, даже не рассматривался в этом смысле.
Да и МБИР пустят не завтра.

Вопрос был гипотетический, из разряда про "задний ум".

[VBVB]

Стали, используемые в закритических ТЭС, не работают под облучением. И эту проблему вряд ли можно решить за 10 лет. Потому что, если идти от "железа", ставя то одни, то другие образцы под облучение нужны годы.

Согласен.
Варианты преребора разных сталей под облучением в условиях характерных для СКД могут занять не одно десятилетие. И когда наконец эти составы сталей найдут и полностью претестируют, то окажется что урана и лишнего плутония для ВВЭР-СКД уже нет. И к тому времени еще и окажется, что эксплуатируемые БНы по металлоемкости и топливной эффективности заметно уделывают ВВЭР-СКД.

Если идти от моделирования поведения структуры металла под облучением при закритических параметрах с тем, чтобы поиск сплавов был более результативным и с большим пониманием, опять таки нужны годы еще и на создание кодов на базе квантово-механических уравнений, моделирующих взаимодействие нейтронов и прочего излучения с атомами конструкций, образования дефектов, дислокаций и прочей мутаты, их эволюцию и т.д.

Видимо, такой подход может оказаться более продуктивным, учитывая прогрессирующие возможности машинных рассчетов.
Но кто коды эти писать в РФ будет?

Поскольку для СКД проблема коррозии материалов корпуса и выгородок с внутриреакторной требухой имеет помимо физического повреждения/распухания и усталостного старения и химические проблемы с взаимодействием кучи основных металлических химических элементов и продуктов их трансмутации с закритическим флюидом, то чисто кватово-механические коды не есть панацея.

Отечественные коды для методов Ab initio Molecular Dynamic (AIMD) или Carr-Parrinello Molecular Dynamic (CPMD) для целей описания чисто химического поведения сталей под действием сверкритических водяных флюидов сделать можно, но как в них учесть весь комплекс сложных взаимодействий нейтронов, рентгена, образующихся альфа-частиц, структурных дефектов и т.п. на химизм процессов и их кинетику в долговременном аспекте длительной эксплуатации сталей для СКД?

Кажется, что для целей моделирования конструкционных материалов в реакторе со сверкритическим водяным теплоносителем нужно разрабатывать специализированный подход на основе метода Reactive Molecular Dynamics. Т.е. все взаимодействия с первичными нейтронами, вторичными нейтронами отдачи, рентгеном, альфа-частицами вести на уровне соответствующих потенциалов силовых полей без прямого решения квантово-механических уравнений типа Шредингера и Кона-Шэма.
Ну а всякие структурные и химические перестройки в широком температурном диапазоне в объемных материалах Reactive Molecular Dynamics описывает очень даже неплохо.

Но я даже и представить не могу, ктобы в РФ лет за 10-15 смог бы эти коды написать и протестерировать, и какие супервычислительные ресурсы нужны для проведения такого типа расчетов. Тут обычными суперкомпьютерами не обойдешься. Потребуется распараллеливание расчетов на десяток-полтора суперкомпьютеров. И месяцы/годы расчетов пробных составов сталей.

Сообщение отредактировал VBVB - 12.10.2016, 23:22

[Kapa6ac]

Согласен.
Варианты преребора разных сталей под облучением в условиях характерных для СКД могут занять не одно десятилетие. И когда наконец эти составы сталей найдут и полностью претестируют, то окажется что урана и лишнего плутония для ВВЭР-СКД уже нет. И к тому времени еще и окажется, что эксплуатируемые БНы по металлоемкости и топливной эффективности заметно уделывают ВВЭР-СКД.
.....................
Но я даже и представить не могу, ктобы в РФ лет за 10-15 смог бы эти коды написать и протестерировать, и какие супервычислительные ресурсы нужны для проведения такого типа расчетов. Тут обычными суперкомпьютерами не обойдешься. Потребуется распараллеливание расчетов на десяток-полтора суперкомпьютеров. И месяцы/годы расчетов пробных составов сталей.

Все так!

Так ведь пишут у нас такой код. Для диссера путь уже заметно пройден и будет что представлять. И вокруг задачки постепенно собирается небольшой коллектив. Но чей-то диссер не есть решение проблемы, понятно, что только шажок к решению. Да и пахать, и пахать. Мне есть с чем сравнивать: на моих глазах шло развитие спектральных программ от РОРа до старушки ТВС-М и кое-чего поновее, еще не доведенного до аттестации - лет 30!. Перфокарты на М220 или БЭСМ таскать уже не надо, труд на порядок стал эффективней, но и задача куда как сложнее. Лет 10-15 - оптимистично.
Да и легко может быть разрушено начатое.

[VBVB]

Так ведь пишут у нас такой код. Для диссера путь уже заметно пройден и будет что представлять. И вокруг задачки постепенно собирается небольшой коллектив.

Если не секрет, то где пишут?

Знаю, что в ИТЭС ОИВТ РАН есть группа которая пыталась МД-коды делать и тестировать под моделировапние поведения материалов под облучением нетронным и распуханием гелиевым. Но насколько они продвинулись от перовоначальной постановки задачи по описанию поведения керамических и стекловидных матриц для хранения РАО к возможности описания комплекса проблем с облучением тех же сплавов я не зная.

Сообщение отредактировал VBVB - 13.10.2016, 0:06

[Kapa6ac]

Если не секрет, то где пишут?

Знаю, что в ИТЭС ОИВТ РАН есть группа которая пыталась МД-коды делать и тестировать под моделировапние поведения материалов под облучением нетронным и распуханием гелиевым. Но насколько они продвинулись от перовоначальной постановки задачи по описанию поведения керамических и стекловидных матриц для хранения РАО к возможности описания комплекса проблем с облучением тех же сплавов я не зная.

В отделении физики и моделирования энергетики НИЦ КИ. С привлечением и контактами российских специалистов плюс наших же за рубежом. Пока в коллективе из менее десятка человек с разной степенью вовлеченности.

[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".

[Kapa6ac]

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".

Великое спасибочки!

[pappadeux]

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.

Сибирская АЭС - это Томск-7, реакторы АДЭ, которые, няз, были без перегрева

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.

документ МАГАТЭ

http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCol...171/6171747.pdf

[AtomInfo.Ru]

Да, это я пропустил. Конечно, Сибирская - это не Белоярка. Это "такой закрытый город, где у человека рабочий день - одна минута" (из далёких воспоминаний моего детства ).

[Дед Мороз]

Но АМБ стояли именно на Белоярке. АМБ-100 проработал 27 лет, АМБ-200 - 22 года. Очень неудачные, надо сказать, реакторы - количество аварий на них (в том числе тяжёлых) превышало все разумные пределы.

[AtomInfo.Ru]

Но АМБ стояли именно на Белоярке. АМБ-100 проработал 27 лет, АМБ-200 - 22 года. Очень неудачные, надо сказать, реакторы - количество аварий на них (в том числе тяжёлых) превышало все разумные пределы.

Да, естественно.

[AtomInfo.Ru]

Очень неудачные, надо сказать, реакторы

В своё время у нас было интервью одного из директоров Первой в мире.
http://atominfo.ru/news/air3328.htm
Текст, как всегда, мягче разговора. А в разговоре он был, несмотря на прошедшее с тех пор время, весьма зол на конструкторов АМБ за то, что они не приняли во внимание тот отрицательный опыт, который собрал персонал на Первой.
Он считал (в тексте это есть), что если бы их опыт проанализировали тщательно, то АМБ не было бы.

[AtomInfo.Ru]

Он считал (в тексте это есть), что если бы их опыт проанализировали тщательно, то АМБ не было бы.

Да, а перегрев ему не понравился сразу.

[VBVB]

Параметры пара были 510 С или 780 К !!!

Ну если первая цифра еще как то очевидна, то нахрена было на АМБ водяной пар до 780К перегревать?
Просто погоня за кпд?
Или проверка предпосылок к использованию АМБ-200 и его последователей как для выработки электроэнергии, так и отопительного тепла?

[AtomInfo.Ru]

Ну если первая цифра еще как то очевидна, то нахрена было на АМБ водяной пар до 780К перегревать?

В те времена ТЭЦ, работающие на каменном угле или мазуте, генерировали пар с давлением 100 и больше атмосфер и температурой порядка 500°С. Соответственно, в новом блоке Николай Антонович предложил нагревать пар в реакторе до температуры 510°С.

Как же я забыл-то? Кочетков-ст. про АМБ.
http://atominfo.ru/newsh/o0800.htm

P.S. Малых очень обиделся за топливо для АМБ. Его вариант забраковали по физике, а потом таки взяли, но от Девятки.

[pappadeux]

Ну если первая цифра еще как то очевидна, то нахрена было на АМБ водяной пар до 780К перегревать?

это одна и та же температура, в цельсиях и кельвинах