Тема открыта по просьбе посетителей.

Добрый вечер, уважаемые господа специалисты!
Хотелось бы услышать от вас пояснения по одному частному вопросу. В международные правила экспорта включены границы чистоты циркониевых изделий.
Если я правильно разобрался, то нормируется примесь гафния как 1:500. Если примесей гафния меньше, то цирконий получает градацию реакторного.
Чем определяется такой выбор? И насколько он важен? То есть, если гафния будет 1:400, то реактор не будет работать? Или есть другие обоснования под эту границу?
Буду благодарен за любую консультацию и помню, если скажете, что ответить нельзя по причинам режима.

Читатель,

интересный вопрос. Спасибо, что не даете заржаветь мозгам!

Гафний - очень сильный поглотитель, и поэтому его нужно убирать из конструкционных материалов, иначе будет бесполезная потеря нейтронов.

Конкретные величины в международных правилах устанавливались, исходя из оценок МАГАТЭ, а они принимались на основе опыта стран-первопроходцев.

Тема "ВВЭР" тут не при чем. Вы, так полагаю, выбрали ее, зная, что циркониевые сплавы типа Э-110 применяются в ВВЭР? На самом деле, ограничения пляшут от исследовательских реакторов.

Слишком больших секретов Ваш вопрос не затрагивает, но, заботясь о неувеличении энтропии во Вселенной, я бы конкретных расчетов приводить бы не стал. Отделаюсь общими словами - при "пограничном" содержании гафния широко распространенные исследовательские реакторы "двойного назначения" если и выйдут на мощность, то ненадолго - помрут от ксенонового отравления.

Спасибо! Значит, границу провели снизу, и при любом содержании примесей гафния в цирконии хуже границы реактор работать не будет?

Знаете, можно в ВВЭР оружейный уран запихнуть, и с точки зрения физики он останется вполне работоспособным, даже если оболочки твэлов будут сделаны из борированного чугуния.

Но подумайте - если у Вас есть столь много оружейного урана, то зачем Вам портить его в реакторе, чтобы получить вместо него чуть-чуть плутония?

По истории вопрос можно? Почему был выбран цирконий, а не другой материал? Алюминиевые сплавы считаются очень прочными, но от них почему-то отказываются.

Опять-таки - нейтронно-физические свойства. Т.е. цирконий поглощает значительно меньше нейтронов, чем алюминий.

Есть еще один немаловажный момент - у этих металлов (и сплавов на их основе) немного различаются две температуры:
- плавления;
- реакции с паром с интенсивным выделением водорода.
Для алюминия первая температура - в зоне аварийных ситуаций (т.е., грубо говоря, при любой аварии все топливо можно будет собирать со дна реактора), вторая температура очень близка к зоне рабочих режимов...

Пишу по памяти, конкретные цифры уже вылетели, но всегда есть поисковики - поищите.

Политики ЕС непрерывно говорят, что старые блоки ВВЭР 440 первого поколения не подлежат на модернизаций на разумной цене до уровня современных стандартов.

Прошу знающих людей рассказать подробно:
1. Какие современные стандарты? Кто видел их?
2. Чем различаются реакторы 1, 2 и 3 поколения?
3. В чем состоится модернизация 4 российских блоков и продление срока эксплуатаций?

Эст ли вопрос действительно значимый, может быть, кто-то напишет статья на Саите.

Стандарта нету. Ест ли будет, надо закрыть штук 10 из западных АЭС!!!!!!!

Не ищите техники в политики.
И 440-ы первого поколения удачно модернизируются и могут работать безопасно даже в соответсвии с новыми правилами безопасности.
Яркий пример продление срока службы на 15-лет 3и4 Нововоронежской АЭС с 440 1-го поколения.

Западные АЭС закрывать не надо. Они давно ввели на этих блоках risk informed operation and maintenance system. Посмотрите чего наработали EPRI через вебсайт NRC. Если CDF выше определенной вероятности, то блоки работают в derated режиме, чтобы вернуть в безопасное поле CDF.

Какая к черу тут политика - мы все заложники друг друга, один аксидент на любой АЭС - нам всем дружно крышка, отрасль опять уйдет в небытие лет на 30.

Вопрос о внедрени или невнедрении "risk informed operation and maintenance system" адресован к эксплуатирующим организациям.
Политика и только политика сейчас рулит в европе в ядерной отрасли.

Кстати на наших блоках, в крышках реактора не находили дефектов размером с каску ;-)

Ну ,таких дефектов в крышке р-ра ,у нас конечно не было,хотя и "у них" - случай единичный?А вот течи стояков тк,эв были ,течи "звездочки" были,дефекты на грр устранялись,да и состоянием стыка в р-не патрубков "озадачивались".Да и о проблеме типа 111 стык "у них" не доводилось слышать.Наверное все-таки все дело в цене вопроса:Сколько стоит "довести" до соответствия и есть ли в этом смысл?

да много всякого было и есть, но прошу заметить все они замечались на ранних стадиях. и для всего находили, и будут находить "вкусные лекарства". и все они в той или иной мере исключены из последующих проектов, конструкторским или каким либо эксплуатационным решением, разве что 111 ... ;-)кстати это опыт по ремонту приобритен колосальный, которым не все в мире могут похвасться. один ремонт патрубков на крышки НВАЭС-2 чего стоит.

И покрайней мере решение о продлении блоков у нас не политики принимают, а Надзорный орган.
Прочитав статью про то, что Парламент принял решение о продлении блоков АЭС Пакш на 20 лет (у нас продлили на 15 подобные блоки)!!!!! у меня зашевилились волосы на очень различных частях тела. Очень хочется теперь узнать какие орг. и тех. мероприятия будут сделанны в обеспечение безопасности на продленный срок службы реакторов венграми!

Извиняюсь не подписался. предыдущее сообщение мое Vyach

Ну политика в какой то мере рулит везде. Вы не пробовали приехать во Францию и попробовать поучаствовать в тендере на постройку АЭС...
Или вы думаете, немцы от большой и безответной любви кинулись в обьятия Росатома...

Там давление держала только наплавка, а черняшку проело поболее каски.

За 15 лет работы на АЭС (вкл ~ 8 ВИУРом, НСРЦ, и НСБ), я мог бы вам такое рассказать чего на сов блоках творилось... Да вы и без меня знаете

Вопрос, не в том у кого огород зеленее. Если к вам есть претензии - надо их отработать и доказать, что CDF в норме, что маржинз соответствуют проектным, ну и тд.

Шапкозакидательство и обвинения в политических решениях никому выгоды не сделают. А так как - кто последний, тот и папа, то бремя док-ва на авторах проекта, а не не на политишинах.

Удачи в совместном деле с немцами. Вот тут то вы их и натяните по вопросам бумаготворчества. А сам ВВЭР как проект очень даже удачен.

Прочитал доклад Мохова. По мотивам возник вопрос.

Вот это нормально?
Реактор, компенсатор давления и часть оборудования обращения с топливом взяты для ВВЭР-640 из проекта серийной реакторной установки ВВЭР-1000 (В-320).
Зачем тянуть в маленький реактор оборудование от серийного миллионика?

А можно вопросом на вопрос?Если ,есть апробированные элементы схемы,которые можно использовать в данном проекте,то стоит ли разрабатывать что-то узко специфическое- новое?

Здесь, скорее всего, истина может лежать посередине.

С одной стороны, есть позиция, озвученная год назад Асмоловым - и она примерно такая же, как у уважаемого Миклована



При этом, кстати, Асмолов считает, что для 407-ого проекта нужен большой объём НИОКР. В докладе в Подольске этого не подтверждают, но и не опровергают.

Есть и другая позиция, о которой напоминает уважаемый участник Сергей. Да, какой смысл разрабатывать всё с нуля? Тем более, если учесть, что реакторов со средней мощностью у нас строить-то как-то не хотят, и многие проектные наработки могут элементарно пойти в корзину?

Мы предварительно договорились, что сможем задать вопросы по ВВЭР-ам одному из участников подольской конференции. Говорю аккуратно, потому что в последнее время получается далеко не все, что мы хотели бы. Но если дело дойдет до интервью, то постараемся этот вопрос задать, чтобы послушать, что думают сами авторы.

Когда нас спрашивают, почему в ВВЭР-640 был выбран большой корпус, то мы отвечаем так. Реакторы ВВЭР более энергонапряжённые, чем их западные аналоги. Сложилось это исторически, по той причине, что для отечественных корпусов выдвигалось требование транспортабельности по железным дорогам, а это, в свою очередь, накладывало ограничение на их диаметр.

Но какой смысл сохранять чрезмерную форсированность активной зоны для реактора средней мощности, если мы знаем, что можем использовать для него корпус тысячника, заведомо удовлетворяющий требованиям по транспортабельности?

Снизив мощность и сохранив при этом старый диаметр корпуса, мы разгрузим активную зону. Она становится менее энергонапряжённой, и в ней в перспективе можно реализовывать длительные топливные циклы, когда кассеты будут работать не 4-5 лет, а существенно дольше.

Если топливо находится в более комфортабельных условиях с точки зрения энергонапряжённости, то это позволит повысить КИУМ и другие важные экономические показатели блока и развязывает руки физикам для оптимизации топливных загрузок под те или иные нужды эксплуатации. К тому же, большой корпус позволяет уверенно говорить о возможности реализации концепции удержания кориума внутри корпусареактора при тяжелых авариях.

(Из интервью Мохова)

Люди добрые, есть вопрос.

Мне так помнится есть такая система СКУД, а именно ее часть - система акустического выявления течей 1к.

Вы не подскажете, кто является разработчиком/поставшиком этой системы на территории быв СССР, и кто есть западные аналоги/конкуренты этого комплекса.


Заранее благодарю.

Интеграцией СКУД занимается Курчатник (ИЯР), просто нужно понимать, что в общем СКУД - это совокупность из нескольких практически самостоятельных систем разных разработчиков, пока объединенных, в лучшем случае, протоколом обмена и архивом. Данных об использовании результатов из одной подсистемы в другой у меня нет.

Конкретно по акустическому контролю течей подсказать не могу, возможно, этим занимается ДИАПРОМ (выходцы из Курчатника, сидят в ВНИИАЭС).

Спасибо, этo их сайт?

http://www.diaprom.com/index.php

Да. Коллеги, в принципе, открыты к сотрудничеству, думаю, если нужной информации не окажется на сайте, подскажут, где искать, при личном обращении. У меня там хороший знакомый работает уже много лет, сейчас мало общаемся - как-никак конкуренты

Люди добрые, есть еше вопрос.

В ТОБе у Вестингауса написано, что " The reactor is designed to operate with a negative MTC over the largest
possible range of fuel cycle operation".

A я по наивности думал что у PWR и ВВЭР темпер коэфф реактивности по теплоносителю (MTC) всегда отрицателен.

Судя по описанию, у Вестин только "largest possible range", то есть, имеется режимы когда он будет положит.

Может кто из практикуюших физиков разъяснит, что имеется ввиду. А на ВВЭР тоже эти режимы есть?

Спасибо

Может имеется в виду бор или повторная критичность?

вполне себе может быть положительным, если речь идет о работе на МКУ мощности или еще холоднее. Там много бора - вот и причина.
Посмотрите современные загрузки ВВЭР-1000, там на МКУ мощности ТКР практически ноль, особенно если учесть погрешность измерения/расчета)
наши правила не разрешали положительный ТКР, но ноль - можно)

а вот, например, требование EUR про Negative power coefficient
The power reactivity coefficient shall be negative under all Design Basis Conditions* (DBC) and Design Extension Conditions* (DEC), as specified in Chapter 2.8 Section 2.8.1.1.1.3. The power reactivity coefficient includes Doppler, void and moderator temperature.

Т.е. ТКР как отдельная составляющая может быть и слегка положительной на низких уровнях мощности.
Такое требование любят проектировщики топливных загрузок - в современных загрузках с большим обогащением ТКР реально ограничивает. В PWR раньше столкнулись с этим и побороли надзорные органы)

А что за ТОБ? AP-1000?
где можно познакомиться?)

Повторная критичность к коэффицентам не имеет отношения.

Спасибо, кажись дошло Вспомнил, что с пов обогашения выросла изначальная крит концен бора, и в начале компании с пов темпер там противодействуют 2 эффекта - уменьшение концен атомов водорода (воды) как замедлитеь нейтронов (отриц эффект) и уменьшение концентр атомов бора как поглотителя (полож эффект). Так как эффект бора сильнее из-за высок началь кноцентрации, то и эффект получ положит по темпер теплоносит в целом. И это побеждалось мне как помнится погружением ОРСУЗ в зону и снижен концен бора.
Во как, мастерство ВИУРа не пропивается с годами


AP-1000 не имеет своего ТОБа, они создали и утевердили в NRC дополнения и отличия к Basis for Standard Westinghouse specification. В деталях описли safety analysis in Chapter 15 of FSAR.

По поводу повторной критичноси, пишут что safety limits of the core are not violated in this event. Якобы, вода выпарившись с ПГ с разрывом паропровода будет limiting case. "Following the MSLB, post-trip return to power may occur, however, no fuel damage occurs and thermal power does not violate the SLs"

Спасибо.

добавлю только к словам myatoma, что ЕМНИП эффект чуть сильнее для МОКСовых сборок

А почему? Связано с измен жизни запазд нейтронов?

Рискну предположить, что из-за 240Pu, а точнее - его суперрезонанса при 1 эВ, влиящего на физику тепловых реакторов.

Но зуб за такое предположение давать не буду.

А вот этого я уже не помню

резонансы? более жесткий спектр? более высокая концентрация?

Каким образом концентрации повлияют на знак плотностного коэффициэнта?

Продолжим тему.

У нас в распоряжении есть работа, выполненная в Окридже в 2000 году (номер ORNL/TM-1999/255) в рамках подготовки к переводу блоков Катавбы на MOX с оружейным плутонием.

О значениях коэффициентов реактивности в ней, к сожалению, не говорится. Зато есть чёткий тезис, в котором все происходящие сдвиги в нейтронике реактора после загрузки MOX'а истолковываются как следствие ужестчения спектра.

Например,



О влиянии первого резонанса 240Pu в работе ничего не говорится. Что, впрочем, и неудивительно, т.к. плутоний-то в Катавбе был и предполагался оружейным.

Спасибо, все оказалось не так уж и сложно...

Вопрос, кстати, когда нибудь рассматривался вопрос о применении обогашенного бора как поглотителя для ВВЭР?

Это нецелесообразно (не выгодно) или есть тех причины?

На старом Проатоме была димитровградская статья по обогащённому бору. Рекомендую. Там, например, сказано, что производства обогащённого бора в России просто не осталось.

http://www.proatom.ru/modules.php?name=New...int&sid=801

Конечно, для ВВЭР этот вопрос надо было подтянуть. А то сравнение явно не в пользу ВВЭР, скажем если сравнить концен бора у Вестин в ГЕ САОЗ равно 2 г/кг (2000 ppm) и бора в ГЕ САОЗ у ВВЭР 16 г/кг (16000 ppm).

Тонны необогашенного бора в 1 к и системах без-ти смотрится немного архаично...

Бор не такая плохая штука, если применять с умом. Чем он вам так особенно не нравится?

Ну бор мне в целом нравится

Но если бы его требовалось мин или совсем не нужно было - то жисть стала бы намного веселее.

Вот не пришлось бы лить столько шелочи в 1 к, а еше лучше из черняжки (без плакировки) делать ГЦТ....

Не очень понял отсюда:
100-80-100% - диапазон изменения тепловой мощности реактора. При этом электрическая нагрузка будет изменяться в диапазоне 100-75-100%.

Просветите неуча, как электрическая и тепловая нагрузки могут меняться несинхронно?

Элементарно.
1.При ,устоявшемся режиме,-"перепишите" заданную уставку по давлению 2к -мощность изменится.
2.При текущем значении мощности ,сбрасывайте пар в КСН ;подключите ПСВ - результат тот же.
3.Выполненные переводы КГП,питания по пару КСН,ТПН влияют на мощность.(Кпд цикла).

A "ПСВ" - это подогреватель сетевой воды ?

Верно.ПСВ-подогреватели сетевой воды.Кроме того при одной и той же Nn и Nакз можно иметь разное значениеNэл из-за Рконд.(определяемое Тцирк.воды).

Сергей,

Это понятно, что способов сделать КПД меньше - есть множество.

Но суть того что здесь недоговаривается - по моему в ином смысле. Мне кажется они не хотят попадать на полочку "fuel relaxation", если мошю опустить 75% и ниже. А оставшись на 80% можно будет этого избежать. Но в то же время, "поиграв" со станционным оборудованием (из того, что Сергей перечислил), можно будет выполнить "задание партии и народа", i.e. выдавать на гора меньшую мошю. Так как речь идет о маневрах, то избежать или минимизировать их влияние на топливо имеет смысл.
Не говоря о том, что эта полочка по моему > 3 часов (?)

Может кто из форумных физиков подтвердит догадку по поводу релаксации топлива на < 75% ?

По полочке -позиция не совсем понятна.Имено о ней я упомянул на атомньюс,т.к. "кол-во переключений" не является весомым аргументом для диапазона 100-80,с таким же успехом 100-60...В последние годы фигурировала "размытость" диапазона мощности для "полочки" 75-85,в связи с этим возникает соблазн для "манагеров" поиграть с конкретными значениями (а , следовательно и со скоростями нагружения) во имя ТЭП.Время полочки - 2 часа.. Кстати, если для АЭС применяются кип 2-го класса точности(соответственно и системы автоматического регулирования имеют свой "люфт") и за время полочки мощность вырастет МВт на 20.... Как Вы думаете,будут ее "придавливать"?

Что всеведающий ОЛЛ посоветует почитать про Новоронежские ВВЭР?

Там из действующих 3-4 блоки - ВВЭР-440, 5 блок - ВВЭР-1000, отличающийся от серийного 2 турбинами по 500, против 1 в 1000 МВт.

1 и 2 блоки давно выведены - ВВЭР-210 и 365.

ЛЮДИ, АУ! Подскажите, будьте так добреньки, что такое коэффициент готовности и коэфициент технического использования? Благодарность моя не будет иметь пределов.
ЗЫ. Вас на других форумах представляют как "сходите на атоминфо, там умно отвечают на глупые вопросы".

ЛЮДИ, АУ! Подскажите, будьте так добреньки, что такое коэффициент готовности и коэфициент технического использования? Благодарность моя не будет иметь пределов.
ЗЫ. Вас на других форумах представляют как "сходите на атоминфо, там умно отвечают на глупые вопросы". Потому я и пришел с глупым вопросом за умным ответом.