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.

радоваться что у вас такое ангельское терпение

не знаю, куда засунуть свой вопрос, но мучает любопытство страшно.
Как отмываются сотни миллионов долларов «Атомэнергопроекта» под руководством Владимира Генералова
собственно меня ни миллионы, ни Генералов не интересуют. А интересует вот что: кто и зачем подписал сию заказуху директором НТЦ НАЭК Энергоатом.

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?

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

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))).

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

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?

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.

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?

сергей, спасибо, мне уже ответили:

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

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).

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

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

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.

Студенты атомных специальностей такие студенты

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

На парах и не такое можно услышать

Вот бы попасть. Полная резинка была бы.

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

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

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?

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 .

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

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...

Не факт.

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.

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?

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.

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?

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

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

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.

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

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.

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

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

Можете пояснить неспециалисту, почему?

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.

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.

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

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.

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 :-)

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?

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.

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!

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.

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

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

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?

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.