Ладно, лучше, так лучше. Спасибо за разъяснение.

Мир меняется сильно, и прогресс и регресс...

Страна, которая когда то за десяток лет наштамповала 69 PWRs и 35 BWRs, теперь даже не может довезти корпус реактора (изготовленный Китайцами!) из морского порта до площадки:

http://enformable.com/2013/01/vogtle-ap100...-savannah-port/

Эх... были богатыри в наше время, не то что нынешнее племя, тьфу.

Продолжаем нашу телепередачу.

Суровая правда жизни от Вестингауза: трубы и клапана в аккумуляторных. Наидено в разделе PRA.


При этом, неподалеку обсуждается вероятность протечек клапанов. 50 из 50 за технологии!

https://www.ukap1000application.com/PDFDocs...endix%2019D.pdf

Уважаемый Nut!

Хочу извинится за досадную ошибку. В проекте АР-1000 присутствует 2 дизельгенератора, все остальное - опция, без указания потребителей, подсоединения, порядка обслуживания.

Поскольку по ссыке был ПГ АЭС "Сан-Онофре", а компания Westinghouse заявляет об аналогичном дизайне ПГ: http://www.ap1000.westinghousenuclear.com/exploreap1000.html (кружочек №5), то счел целесообразным ответить тут. Вдруг про канал кто-нибудь знает.

Вот красивая презентация, где можно посмотреть на трубки, метод мх крепления, отверстия подключения 1 контура, коллекторы, место основного ввода пит. воды, и место подключения паропровода. (с 11-й страницы)
http://www.songscommunity.com/docs/Final_CAL_Meeting.pdf

Некоторые параметры ПГ Westinghouse AP-1000.
Высота - 22460 мм
Внутренний диаметр в верхней части - 5334 мм
Внутренний диаметр в нижней части - 4191 мм
Площадь поверхности теплообмена - 11477 м2
Паропроизводительность 3397 т в час
Количество трубок - 10025
Компоновка пучка - треугольная
Диаметр и толщина стенок теплообменных трубок - 17,5 мм; 1 мм
Диаметр основной линии пара - 926 мм
Диаметр основной линии питводы - 508 мм
Температура питводы на входе в ПГ - 227 гр. С
Температура пара на выходе из ПГ - 271 гр. С
+ еще с десяток параметров.

Человеку, предложившему нацарапать на реакторе для Вогла ДМБ82, уважаемый armadillo, рассказывать что такое парогенератор PWR, думаю не нужно.

А вот насчет картинки Балаковской АЭС, там точно ничего не напутали с КД?

Допишу еще несколько параметров ПГ Westinghouse AP-1000, которых 2 на ЭБ.

Максимальное проектное давление со стороны 1к., МПа - 17,237 (15,513)*
Максимальное проектное давление со стороны 2к., МПа - 8,274
Давление пара на выходе из ПГ, МПа - 5,764
Температура пара на выходе из ПГ, гр. С - 273**
Объем воды 1к. в ПГ (в трубках), м3 - 58,614 (42,164)
Объем воды в ПГ со стороны 2к.,м3 - 103,3
Объем пара в ПГ со стороны 2к.,м3 - 147,9
____________________________________
*- в скобках расчетное рабочее давление
**- на 2 градуса ошибся в предыдущем сообщении

Ради интереса, сравним, к примеру с отечественным горизонтальным парогенератором ПГВ-1000МКП.
В проекте АЭС-2006, их 4 на ЭБ.

Длина, мм - 13820+20
Внутренний диаметр цилиндрической части, мм - 4200
Площадь поверхности теплообмена, м2 - 6105
Паропроизводительность, т/час 1602+121
Количество трубок - 10978
Компоновка пучка - коридорная
Диаметр и толщина стенок теплообменных трубок, мм - 16;1,5
Температура пит. воды на входе в ПГ, гр. С - 225
Температура пара на выходе из ПГ, гр. С - 286
Номинальное давление со стороны 1к., МПа - 16,2
Давление пара на выходе из ПГ, МПа - 7

По остальным параметрам, боюсь напутать между МКП, МКО, МКУ, М, и обычным ПГ для тысячника. Если сравнивать МКО с оптимизированными трубками (и их компоновкой) с ПГ проекта АР-1000, для АР становится все более печально.

P.S. Парогенератор
Парогенератор представляет собой теплообменный аппарат, в котором горизонтально расположенные теплообменные трубки полностью погружены в теплоноситель второго контура. Внутри теплообменных трубок циркулирует теплоноситель первого контура. © ГК "Росатом".

Итого, как мы выяснили из вышеприведенных данных, Тпара и Рпара на выходе из ПГВ-1000МКП выше. Паропроизводительность примерно одинакова. Длина трубок, что является немаловажным параметром при производстве, у вертикальных ПГ достигает 25 м, то есть в 1,5-2 раза превышает отечественные параметры, для горизонтальных ПГ. Плюсом в плане продолжительности срока службы ПГ является и большая толщина стенки тот, однако, есть тенденции к утончению стенки.
Не буду сильно углублятся, вот фрагмент доклада Трунова Н. Б. 3-х летней давности. К сожалению, его мнением мы поинтересоватся уже не сможем.

http://www.atominfo.ru/news/aira290.htm

Вот комплексный разбор вертикальных и горизонтальных ПГ от Бергункера В.Д. (вторая часть доклада), кстати ПГ германских АЭС он оценивает положительно:
http://atominfo.ru/news2/b0303.htm

Нашелся все-таки третий, маленький. Расположен в помещении турбогенератора, отвечает за питание 380В и ниже. Судя по параметрам трансформаторов, его максимальная мощность не может превышать 1,6МВт. При этом мощность двух базовых ДГ, согласно проекта, составляет 4МВт. Для ценителей нюансов, линия ES7, Load Center 71. Время автономности, и многое другое, не указано.
https://www.ukap1000application.com/PDFDocs...ction%208-3.pdf

Продолжим наше сравнение, и приведем цифры по ВАБ АР-1000. Рассмотрим предельный случай, ЧПАЗ.

ЧПАЗ (при работе на мощности), реактор*год^-1 2.41E-07
Число рассмотренных последовательностей от внутренних инициирующих событий, приводящих к ПАЗ 791
Ветвлений, не менее 19000
ЧПАЗ при отказе не системных ДГ, реактор*год^-1 7.40E-6
ЧПАЗ при ошибках персонала и сбое индикации на БЩУ, реактор*год^-1 1.4E-05
Условная вероятность ЧПАЗ, при авариях типа LOCA, макс., реактор*год^-1 5,00E-04

Вероятность отказа клапана системы PXS^a максимальная, год^-1 2,70Е-3
Вероятность отказа ДГ, системного 0.01

ЧПАЗ+ЧПАЗ при пожаре(внутр.^b)+ЧПАЗ при затоплении (внутр.^b), реактор*год^-1 2.97E-07
ЧПАЗ+ЧПАЗ при пожаре(внутр.^b)+ЧПАЗ при затоплении (внутр.^b), захоложенной РУ, реактор*год^-1 2.11E-07
___________________________________________________________
ИТОГО: (без нормировки, и учета процесса останова РУ) 5,08Е-07

^a - Passive core cooling system - Пассивная система охлаждения активной зоны
^b - по внутренним причинам

Для сравнения, проект АЭС-2006, название АЭП неизвестно.
ЧПАЗ (при работе на мощности), реактор*год^-1 2.2E-07

И снова 50 из 50 за технологии, учитывая количество клапанов (запорной арматуры). Только Stage 4 (не обязательно пироклапанов) составляет 20 в PXS. Про design tool слышал.

Основано на главах 6.2, 6.3, 19-59 EDCD, документах NRC.
https://www.ukap1000application.com/PDFDocs...ction%206-2.pdf
https://www.ukap1000application.com/PDFDocs...ction%206-3.pdf
https://www.ukap1000application.com/PDFDocs...ion%2019-59.pdf

Несколько некорректно, может быть издержки перевода?

Если ЧПАЗ 2.41E-07. то более частные ЧПАЗ могут быть только меньше, поскольку являются составляющими.
Или частные ЧПАЗ к чему-то другому относятся?
Если частота повреждения топлива в актвиной зоне (ЧПАЗ) больше 1.0E-6, то это очень плохо. Может это тоже условная частота ПАЗ?
А число последовательностей и ветвлений - не те показатели. по котороым следует сравнивать. Это условные показатели, зависят от конкретных подходов к моделированию и используемой программы.

Согласен. И перевода и переноса из моих таблиц в текстовый формат.


Частные ЧПАЗ явлются условными. К примеру, постулируемую вероятность отказа ДГ я привел. Если дальше углубится, то данное определение тоже будет не совсем верным. Суммируются: вероятности всех частных последовательностей домноженные на вероятность ЧПАЗ для данной конкретной последовательности. При этом, ЧПАЗ, для отдельно взятого события, к примеру, разрушения оболочки РУ АР-1000, составляет 1. Впрочем, если без экстремизма, для многих менее значимых последовательностей, включающих в себя отказ клапанов и/или отсутствие питания СН, питания от EDG, тоже 1. Там вытягивают за счет малой вероятности такой последовательности.


Это не моя идея. Должен же я рассказать, чем хвалится Вестингауз в своей документации.

Я этих ЧПАЗ насчитала за сою деятельность, пруд пруди. Я к тому, что условную частоту не стоит обозначать ЧПАЗ, неразбериха получается. Уж лучше УЧПАЗ

Вы маленько сами себя запутали . ЧПАЗ уже ни на что не умножается. Вероятность, а точнее частота аварийной последовательности тоже уже ни на что не умножается, поскольку уже является одной из составляющих ЧПАЗ. Частной ЧПАЗ я назвала частоту ПАЗ для конкретного исходного события (ИС).
Итоговая/общая или просто ЧПАЗ=сумма частных ЧПАЗ для каждого ИС = сумма ЧПАЗ всех аварийных последовательностей для всех ИС.
Условная ЧПАЗ или общая, или для конкретного ИС, или для какойто последовательности= соответсвующая полученная расчетом ЧПАЗ/частоту ИС, и может характеризовать надежность энергоблока по недопущению ПАЗ. Поэтому ее и используют для сравнения блоков.

Ой, да, все презентации сопровождаются такими данными. Но сейчас они мало о чем говорят, не информативны. ИМХО - аппендикс . Когда-то исходных событий в ВАБ было не больше десятка, деревьев отказов не больше сотни, и расчетные программы были DOSовскими, и компы примитивными . Вот тогда и было принято хвастаться ВАБами, у кого деревьев бОльше, и у кого они ветвистей, тот и круче .
Сейчас модели такие крученые сами по себе, что без оптимизации не обойтись, и мало ветвистая модель модели может оказаться более точной. Хотя о какой точности в вероятностях мы говорим ?
Как и сравнение величин самих ЧПАЗ. Что 2е-7, что 3е-7, что 1е-7 - на мой взгляд это все примерно одинаковые по показателям надежности проекты. Кто-то что-то учел, а кто-то не учел. А вот сравнение проектных решений, и детерминистических анализов может дать гораздо бОльше. Или же, если речь о ВАБ сравнивать лучше минимальные сечения. Что в ВАБ АР-1000 является доминантными вкладчиками/ слабыми местами проекта? И весь ли спектр известных ИС рассмотрен?

Признаю. Вероятно, запутал. Последнее время работаю в основном с другими документами. Искренне благодарен за мастер-класс. Обязуюсь изучить правильную методику.


Эх. В то время я соображал быстрее и правильней.


Есть у меня сильное сомнение в рассмотрении всего спектра ИС в ВАБ АР-1000 Вестингаузом. В разных местах 19-го раздела указаны разные значения вероятности ИС, при которых ИС не рассматривается. Могу ошибится, но в анализе CDF-ЧПАЗ, это 1Е-12.
О доминантнтных вкладчиках и слабых местах проекта? Наибольший вклад в ЧПАЗ вносит элемент пассивной системы безопасности, по мнению Вестингауза (Таблица 19.59-1, стр. 19.59-38):

Событие-Вклад(%)-Частота ИС
SAFETY INJECTION LINE BREAK INITIATING EVENT 39.4% 2.12E-04
LARGE LOCA INITIATING EVENT 18.7% 5.00E-06
SPURIOUS ADS INITIATING EVENT 12.3% 5.40E-05
SMALL LOCA INITIATING EVENT 7.5% 5.00E-04
MEDIUM LOCA INITIATING EVENT 6.7% 4.36E-04
...
LOSS OF OFFSITE POWER INITIATING EVENT 0.4% 1.20E-01

И так далее. Конкретные значения указывать не стал. Интересная таблица (а название просто шедевр) 19.59-14, стр. 19.59-70. Из нее можно узнать, что надежность системы контроля (я бы сказал мониторинга концентрации, судя по главе 6.2) водорода составляет 0,1/год. Так сколько там АР-1000 строится...7*0,1, нет без калькулятора не получается.
https://www.ukap1000application.com/PDFDocs...ion%2019-59.pdf

Пару слов, почему в предыдущем сообщении, написал про водород и системы его контроля в АР-1000.

Containment Hydrogen Control System - система контроля внутри ГО, состоит из 3-х частей:
1. Hydrogen Concentration Monitoring Subsystem - 3(три) датчика в верхней части ГО.
2. Hydrogen Recombination Subsystem - 2(два) каталитических рекомбинанатора (autocatalytic recombiners).
3. Hydrogen Ignition Subsystem - 64 дожигателя.

Так вот, дожигатели - активизируются по команде системы мониторинга концентрации водорода. Вероятность ее отказа я привел выше. Есть еще "приятные" моменты, дожигатели по классу питания не Class 1Е, и гарантированный срок действия системы - 4(четыре) часа. (Пункт 6.2.4 и ряд таблиц из него)

Продолжаем, как следует из пункта 6А.3, эффективные и бесстрашные проектанты из Вестингауза, для измерения скорости установления равновесной концентрации водорода используют гелий, и другие объемы. Насколько данное сравнение справедливо, мне сказать сложно. Однако, выглядит подозрительно.

https://www.ukap1000application.com/PDFDocs...pendix%206A.pdf
или от NRC
http://pbadupws.nrc.gov/docs/ML1117/ML11171A464.pdf

Стоит также заметить, что многие главы документации на АР-1000, практически полностью совпадают с соответствующими главами документации на предыдущий проект компании, AP600. О прецеденте строительства данного ЭБ, мне не известно. Справочно по АР600: 600МВт(эл.), 2гор./4хол. полупетли, лицензирован 1999 г. NRC.

Кстати, в данной теме приведена ссылка из библиотеки МАГАТЭ на красивую презентацию по проекту AP1000, где вклад ИС LOOP в ЧПАЗ сокращается с 25% до 0,25%. А у которого ИС 39,4%, написал в предыдущем сообщении.

Ладно, прекращаю мучить общество разными сейсмическими ВАБ, ДАБ, PRA. Объясню, почему вежливо интересовался этой темой.

Согласно данным из европейского и американского обоснований безопасности по сейсмике, в АР-1000 все отлично.
Однако, задумаемся над пассивными системами безопасности. Объем бака PCCWST - 3000 м3, отметка около +300 футов, или +90 м (для Англии, написано +160м, но думаю, ошибка), впрочем, и +90 считаю сомнительными. Реально по американскому проекту не более +60 м. Учтем лозунг АР-1000 - меньше стали и бетона на МВт УМ. Учтем, что горизонтальная составляющая ускорения (не демпфированная) согласно документов МАГАТЭ, в последних землетрясениях, была в полтора-два раза больше вертикальной.

Учтем 2 больших вертикальных ПГ выше ГЦТ, Core Makeup Tanks 2 шт. выше ГЦТ. На посмеятся:

Вывод: для районов с повышенной вероятностью землетрясения (или с большей интенсивностью), АР-1000 от Вестингауза просто не подходит, особенно в исполнении внешних стен реакторного здания из металла.

Документы от МАГАТЭ (на английском, рекомендации):
http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/...Pub1158_web.pdf
http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/...Pub1473_web.pdf

В одном из них есть ключевая фраза: NRC более лояльно относится к станциям внутри США, расположенным в сейсмоопасных районах, чем многие страны-участники, включаю экс-СССР.

Отдельно:
По некоторым данным, численность персонала БЩУ - до 11 человек (до 9 рядовых операторов, 1 старший и один проверяющий). Во всяком случае, вентиляция, вода и прочее, рассчитаны на 11 человек. Температура воздуха в условиях аварии внутри БЩУ - до +50 гр. С, вход и запасной выход блокируются автоматически. На 72 часа.

Failure System/Function Probability
Hydrogen Control 1.0E-01
не путать с частотой.
ну и смотреть sensitivity analysis где они рассуждают о hydrogen igniters - в 10 раз ухудшают надежность, и эффективность контенмента остается 90%


ну и насчет 7*0.1 я бы тоже так не писал. неправильно это.

Берем 2 модели ЕПР арева и эдф - первые 100МС - совпадений не больше 10%.

Спасибо Вам за уточнение. Давайте разберемся, что все-таки в таблице написано:
Отказ Системы/Функциональности----- Вероятность
Система контроля водорода(дословно) 1.0Е-01.

То есть вероятность отказа данной системы АР-1000 составляет 0,1 в год.


Обязательно перечитаю, может чего упустил, бывает.


Исходя из того, что системы независимы, Вы правы. Надо суммировать. Это мой личный метод best estimate. Для проведения торгов, снижения цены у поставщика, хорошо подходит.

Интересно. Это без привязки к конкретной площадке, требованиям местного регулятора, просто по проекту?

Поясню. У Вестингауза в документации по АР-1000 (естественно, доступной мне) есть две характерных формулировки, к месту и не к месту упоминаемых: "site specific" и ссылки на опыт, лицензизование и т.п. AP600. Первая местами справедлива, однако второй момент крайне подозрителен: использовать как базу для обоснования "бумажный проект" вдвое меньшей мощности - 600МВт, с меньшим числом пассивных систем, считаю некорректным.

Давайте не будем путать вероятность с частотой. Вероятность отказа 0.1 означает вероятность отказа по требованию. Т.е. не то чтобы она вот так вот 10% времени не работает, а если вот нужна она будет для конкретного transient-a то в 1 случае из 10 откажет. Соотв. амеры дальше смотрят - насколько часто эта система нужна и заключают (возможно вполне обосновано) что 1 из 10 вполне подходит.

нужно понимать что во франции типовые PSA, по типу реактора. Далее есть небольшие отличия в ваб-овских данных для станций на берегу моря или в глубине материка. ЕПР не исключение.

Арева сделала свой ВАБ для епр-а, едф для фла3 взял аревовский, покрутил его в руках и начал делать свой. Результаты сильно разошлись и это в принципе секретом не является. Опять же нужно понимать как используется ВАБ во франции - а именно совсем не так как в ЮК или США. Так что это различие в сущности никого не напрягло.

Спасибо за пояснения, я редко посещаю Францию, с соответствующими документами не знаком.

В том, что касается сообщения №123, написал Вам в личную почту. Частично согласен, частично нет. Пока не указано иное, считаю 0,1 годной, консервативной оценкой. Домножать ее на LRF или CDF, будет неверно. Никогда не встречал в тендере точно максимальной оценки, у нас, в России.

Вспомнил про третий оборот - ни кому не нужный offsite power. Пример, из 8-го раздела ELECTRIC POWER:


https://www.ukap1000application.com/PDFDocs...ction%208-1.pdf

Впрочем, у них указан всего один фидер до основных трансформаторов питания СН ЭБ. А перед этим, в главах 6.2, 6.3 где описаны пассивные системы безопасности АР-1000, по причине возможного отсутствия внешнего электроснабжения возникают сложности. В главе 7.4 (маленькая, всего 15 страничек), раздела I&C (Instrumentation and Controls) мы узнаем, что без offsite power:


https://www.ukap1000application.com/PDFDocs...ction%207-4.pdf

Далее, пассивный Core Makeup Tank, а их два, имеет собственный насос. Без внешнего питания, эти насосы не работают. Присутствует административное требование об отключении АКБ от всех нагрузок после 24 часов, в случае не использования систем ADS.

Итого, кроме тороидального бака над головой в AP1000 (см. "АЭС на резинке"), который так же нужно пополнять принудительно, ничего особо пассивного не видно, судя по количеству контролируемых (и управляемых) параметров. Про логику, голосование, в следующий раз.

Наглядная картинка - что такое локализация AP-1000 по-китайски?



В общем, китайцы очень чётко идут к созданию клона.

Видно, что на четвёртом блоке из импорта останется часть насосов и часть пироклапанов (в таблице опечатка - squib valves, а не squip valves).

Я вот одного не понимаю - зачем французам и американцам надо позволять клонировать свои технологии?

Я надеюсь, хоть наши быстрые реакторы китайцам не попадут.

По AP-1000 у китайцев было условие передачи технологий. Называется, не хочешь передавать - не будет заказа. Наши были в том тендере, но предпочли досрочно уйти. Американцы решили по-другому.

Ну и на клонах бывшие хозяева неплохо зарабатывают. Вот живой пример. Корейцы в Эмиратах строят четыре блока с APR-1400, это лицензионночистый проект и т.д. и т.п., но тем не менее, из 20 млрд долларов примерно 2 млрд получат штатовские компании. А два миллиарда всё-таки на дороге не валяются. И это не считая ещё темы о топливе.

Однако, неужели бывшие хозяева не понимают, что уже в среднесрочной перспективе они лишатся своих заработков на лицензиях?

Или они на чем-то твердом держатся?

И тем более убеждаюсь, что быстрые технологии китайцам передавать нельзя.

И очень хорошо для нас, что американцы сдерживают южных корейцев, а то они в последнее время слишком шустрыми стали...

Приведу ссылку на очередную великолепную статью от AtomInfo.Ru:

http://www.atominfo.ru/newse/l0151.htm

Если честно, меня удивила локализация IHP, CRDM и RCP (Reactor Coolant Pump). С последними не совсем ясно, ГЦН входят или не входят, так как в различном контексте в документации на АР-1000, так иногда называют насосы, поддерживающие циркуляцию 1 контура при останове в условиях отсутствия внешнего питания. Пироклапана, это просто подарок на китайский новый год.

Можно почитать на сайте SNPTC: http://www.snptc.com.cn/en/index.php?optionid=926, каких высот достигла локализация проекта, правда фотографии шкафов управления, слегка подозрительны.

У французов и американцев продуманная техническая политика. Центрифуги они не продают, быстрые реакторы тоже ни за какие деньги.
Долю контроля за доступом к природному урану в Африке сначала продали немного, затем отыграли обратно в ходе междоусобных африканских войн и даже внешних военных интервенций.

Докритические легководные реакторы сейчас не такая уж стратегически важная технология сама по себе. Если поставляется без предыдущей части производственной цепочки, т.е. добычи урана, его обогащения и фабрикации ТВЭЛов, а также без замыкающей части т.е. радиохимического выделения плутония из ОЯТ.

Поставка докритических PWR - это агитация сжигать в невоенных реакторах побольше свежего топлива. В ВВЭР-1000 на входе 44 килограмма U235 на тонну тяжелых атомов, на выходе 8 кг/т U235 и ещё 4,5 кг/т сорного порогового U236. Плутония нарабатывается 8,7 кг на тонну, из них только 5,2 кг Pu239.
Если определить КВ в практическом смысле, не учитывая наработавшийся и сгоревший плутоний, не учитывая также трудноизвлекаемый несгоревший остаток U235 и все изотопы плутония кроме 239-го, получается эффективный КВ цикла 0,12. Если из этого плутония сделать бомбы (для простоты сравнения отделив сорные изотопы плутония) получится изделий в 6 раз меньше, каждое в 3 раза меньшей мощности, чем если исходный U235 обогатить до 90%.
Причём обогащая от природного до 90%, на отметке 4,4% вложено (2/3) необходимой для ВОУ работы разделения изотопов.

Вот и думают французы: повышают ли экспортируемые PWR военные возможности страны-получателя? Как бы не наоборот. Приближают ли к созданию корабельных PWR для авианосцев, крейсеров и подводных лодок? Тоже не особо.

Есть и такой аспект: построили допустим в стране икс 47 ГВт(эл) PWR за валюту. Обогнали Россию, затем Японию и вышли на третье место в мире по установленной мощности АЭС после Франции. Затем раз - и обрезали конкуренты внешние поставки природного урана.
Что делать с этими реакторами: закрывать или эксплуатировать из стратегических запасов природного урана, отказываться от развёртывания подводного атомного флота, снижать поставки обогащённого урана для производства боеголовок ракетных войск, начинать разработку неэффективных бедных урановых руд? Непростая дилемма.

Где-то есть у нас в базах по их заводам. Но по памяти больше, чем два.

Myatom,

они собирались 20 корпусов в год выпускать. Двадцать! При Советах нам даже с Атоммашем столько не снилось бы, а мы как бы были не последняя страна.
Там не два производителя. Явно больше.

Когда БН-800 скопируют, повысят на клоне мощность до БН-1600 и запустят в серию, тогда 20 корпусов в год достаточный уровень: при времени жизни реактора 60 лет, (20 штук)х(60 лет)х(1,6 ГВт) = 1920 ГВт. Как раз к тому моменту по 1 кВт(эл) на каждого их жителя окажется достаточным стационарным уровнем быстрой энергетики, учитывая что есть ГЭС, ветряки, солнечные батареи и что БН с замкнутым по U238 топливным циклом - дорогое электричество.

На докритических PWR, имеющих КВ~0,5 да при открытом цикле, такую общую мощность совершенно невозможно ураном обеспечить.
Как получается такой вывод.

Во-первых, оценим уровень концентрации урана в руде, когда её ещё имеет смысл перерабатывать для тепловых реакторов.
В сгорании углерода 28 МДж/кг, в угле с учётом зашлакованности и влажности хорошо если половина, значит 4 кг ТЭ на кг угля. Делящийся материал 16 кТ/кг, значит 4000 тонн угля на килограмм делматериала. Пусть центрифуги извлекают 6 кг/тонну U235 из природного урана из которых в легководном реакторе сгорает 5. Тогда при открытом цикле килограмм природного урана равен 20 тоннам среднесортного угля по тепловой мощности. У АЭС тепловой КПД в 1,5 раза ниже чем у ТЭС, поэтому по электричеству 1 кг природного урана = 13 тонн угля.
Однако переработка урановой руды более многоэтапна чем добыча угля, также расход мощности на центрифуги и на производство химикатов надо учесть.
Вывод: при открытом цикле по энергоёмкости урановая руда равноценна среднесортному углю при концентрации 100 грамм урана на тонну.

Во-вторых, неофициальные оптимистичные оценки мировых запасов легкодоступного природного урана, упоминавшиеся Велиховым на одной из конференций, 36 миллионов тонн. Критерий легкодоступности там вряд ли строже чем вышеуказанный, то есть не экономическая рентабельность легководников а всего лишь их энергетическая целесообразность.

Сейчас мировая добыча урана 60 тысяч тонн в год, перелопачивается порядка 80 миллионов тонн богатых урановых руд уровня 0,8 килограмма урана на тонну. Мировые объёмы добычи угля на два порядка больше. Если бы шахтёры перешли на уран, пришлось бы разрабатывать бедные залежи и при ежегодной добыче 6 миллиардов тонн урановой руды и фосфатов, добыча урана выросла бы раз в 10 с нынешней: пусть до 600 тысяч тонн в год.
Как раз за 60 лет были бы добыты эти 36 миллионов тонн легкодоступного природного урана.

В-третьих, считаем что на 1 ГВт(эл) в открытом цикле надо 200 тонн природного урана в год, значит при ресурсе реактора 60 лет, по 12 тысяч тонн урана на каждый ГВт(эл). Значит можно построить одно поколение общей мощностью 3000 ГВт(эл) реакторов на тепловых нейтронах, всего-то в 8 раз больше чем уже построено: на большее нет легкодоступного природного урана.
Пусть они строятся 60 лет, для естественной замены угольных электростанций с таким же ресурсом. Тогда мощностей по производству больше чем 50 ГВт(эл) в год легководных корпусов во всём мире не требуется. Уже сейчас 50 ГВт(эл) могут влезть в 30 корпусов.
Применительно к Китаю можно отметить, что 20 корпусов в год значительно больше чем доля площади их страны (10 миллионов кв.километров) в общемировой площади суши (130 миллионов кв.км). Значит основная часть урана должна импортироваться.

Применительно к переходу на быстрые реакторы - почему собственно топливный цикл тепловых выше открытым оставили - наработанный в легководниках плутоний загружается в БН. Чистый КВ по плутонию-9 пусть 0,12 как отмечалось в сообщениях выше, получаем 25000 тонн Pu239 в ОЯТ после использования легководниками тех 36 миллионов тонн природного урана.
В БН-600 пропорция 2,5 тонны плутония в одной загрузке на 1 ГВт(эл), кампания 1,5 года. Если удастся сделать умеренно быстрый оборот замкнутого топливного цикла, пусть будет 5 тонн плутония-9 на ГВт(эл) в системе. Значит есть первая плутониевая загрузка на 5000 ГВт(эл) БН.

Это мало: через полвека на планете будет 25 миллиардов человек как минимум, по нынешней российской норме пусть 1,6 кВт(эл) на каждого, ничего лишнего при этом нет (в сейчас США вдвое больше энергообеспеченность). Значит минимально необходимая мощность 40000 ГВт(эл) при 100.000 ГВт(тепл), то есть переработка в осколки деления 40.000 тонн урана-238 в год, примерно нынешний уровень мировой добычи природного урана.

Значит, даже при быстром обороте плутония в цикле - когда на пуск реактора достаточно одной загрузки а не на весь срок эксплуатации БН-800 как сейчас - плутоний нужно накапливать. Разница мощностей 5000 и 40000 ГВт восемь раз, то есть три времени удвоения которое в лучшем случае 10 лет.
Как видим, даже при сверх оптимистических предположениях глобальный переход на быстрые реакторы займёт не меньше 100 лет. Только вблизи завершения решения этой задачи появится актуальность отдельным странам строить по 20 корпусов в год.

Не нужно путать Китай и Северную Корею с другими странами конфуцианского региона. Между ними огромная разница, можно съездить туда в отпуск и увидеть на месте.
Со слов людей, знающих по личному опыту, если говорить суть без официальных формальностей:
1) С девушками общаться в Южной Корее можно, а в Китае Вам запрещено, потому что русский по национальности;
2) Купить квартиру и другую недвижимость в Корее можно, а в Китае Вам запрещено, потому что не гражданин;
3) Открыть бизнес и получать прибыль без искусственных препятствий в Корее можно, а в Китае Вам запрещено, потому что не состоите в их компартии.

На уровне государства примерно то же самое: для Китая исторически Россия - одна из восьми стран, оттяпавших в своё время территорию посредством неравноправных договоров. Южная Корея наоборот нуждается в союзе с нами как по ряду региональных вопросов (споры с Сев. Кореей и Японией), так и в дополнении компонент производственных цепей (поставки природных ресурсов, топливный цикл быстрых реакторов). В связи с этим Южная Корея пунктуально учитывает интересы иностранных партнёров и, в отличие от Китая, не передирает чужие разработки без согласия их владельцев.

Прошли времена, когда у нас в России никто не умел отличить китайцев от японцев по внешнему виду. Теперь, чтобы не упустить ценных союзников в наиболее значимом регионе мира, надо быть разборчивее.

Это все-таки перебор: население Земли увеличивается в среднем на 1 млрд за 13 лет. Причем темп роста несколько замедляется в последние годы (даже в количественном разрезе), экспонентой тут и не пахнет. Так что вероятное количество людей через полвека - 10-11 млрд. И далеко не факт, что энергообеспеченность будет высокая. Сейчас в Индии половина населения живет вообще без электричества (я даже не говорю о каких-нибудь Бангладеш или Эфиопии), и ничего.
Вряд ли что-то кардинально изменится в будущем.

Более того: последние лет 20 на Западе расход энергии на душу населения не только не растет, но даже падает - так что прогнозы о неминуемом гигантском росте спроса на энергию могут и не оправдаться.

KTN, ну как можно сравнивать Ю. Корею и Китай - они же совершенно разные. Скорее Китай с КНДР нужно сравнивать.

еще хорошо бы договориться, кого считать производителем

Шалон/Св.Марсель производит всю номенклатуру, но поковки ему поставляет вышеупомянутая JSW

Помнится, с пол-года тому назад обсуждали: http://forum.atominfo.ru/index.php?showtopic=731


Очень верное замечание, уважаемый MVS.

Об особенностях южнокорейской корпоративной этики в атомной отрасли нам в недавней статье сообщает уважаемый AtomInfo.Ru: http://www.atominfo.ru/newse/l0159.htm



Прелестно. (На самом деле, и врагу не пожелаешь.) О похожей ситуации применительно к АР-1000, писал несколько ранее.



Надо срочно налаживать обмен опытом в части ПСР.



Кого-то очень сильно напоминает.



Вот такой расклад. В Ю.Корее - воруют? Нет, быть такого не может.

такое ограничение как-то законодательно оформлено? или вы имеете в виду, что местные будут косо смотреть? если второе, то, с тем же успехом, я бы не дал и ломаного гроша за здоровье негра или китайца, рискнувшего проводить свою подругу-россиянку в Бескудниково или Гольяново поздним вечером

Китай, Корея...

В Иране за секс немусульманина с мусульманкой - смертная казнь. Вот там мучения настоящие, прямо хоть матрас... ну это самое

Впрочем, сии рассуждения явно оффтоп для темы про AP-1000. Далее, пожалуйста, в курилку.

Главный вывод сохраняется неизменным и в этом случае: весь мировой легкодоступный уран, переработанный в плутоний современными легководниками, недостаточен на одну первую загрузку быстрой энергетики необходимой мощности, посему плутоний нужно накапливать.
Если численность обеспечиваемой аудитории не 25 а 12 миллиардов, и не 1600 а по 800 ватт(эл) на каждого, потребуются 10000 ГВт(эл), для накопления плутония на одну первую загрузку вместо трёх потребуется одно время удвоения, после сжигания в PWR 36 миллионов тонн природного урана. Качественно всё то же самое:
не ранее чем через 100 лет можно будет начать извлекать дополнительно нарабатываемый плутоний в качестве транспортного энергоносителя, как для флота так и для космических полётов, где его требуется очень много.


Энерговыработка в 20-м веке росла опережающими темпами, быстрее чем население, увеличившееся за 20-й век с 1,7 до 6,2 миллиарда.
В 3,64 раза = (1,013)^100. Полагая за 21-й век те же 1,3% в год, получаем:
2000 - 6,2 миллиарда
2010 - 7,05
2020 - 8,02
2030 - 9,13
2040 - 10,39
2050 - 11,8
2060 - 13,4
2070 - 15,3
2080 - 17,4
2090 - 19,8
2100 - 23
2110 - 25,6 миллиардов.
В 21-м веке темпы могут быть выше 20-го: активно растущие близкие к экватору страны, ранее бывшие малочисленными, вносят теперь определяющий вклад. Пределы роста лежат на уровне 25 - 35 миллиардов, в частности речной сток пресной воды при нынешнем климате (глобальное потепление его увеличит) составляет 37000 кубических километров в год, при пересчёте по норме ООН 1500 тонн на человека в год, глобальный дефицит этого ресурса начинается с 24,6 миллиардов.

Применительно к оценке спроса на мощность быстрых реакторов, в предыдущем сообщении корректнее было говорить не "через 50 лет", а к 2100 году оценку привязывать. Не раньше чем к этому времени можно успеть и реакторы изготовить, и природного урана достаточно добыть, и запас плутония наработать, чтобы БН перехватили основную часть нагрузки. Вероятно, отработает как минимум одно поколение быстрых реакторов, прежде чем термоядерные электростанции будут созданы (если будут), и пока их можно не учитывать.

Классические запасы угля 14800 миллиардов тонн в шахтах глубиной до 2 километров (1/15 толщины континентальных плит) позволяют поддерживать энергетику уровня 100.000 ГВт(тепл) на протяжении около 80 лет, это время жизни одного поколения угольных электростанций. Замещать их должны будут быстрые реакторы, значит и оценки потребностей нужно привязывать к тому сроку, когда это будет происходить.

Чем западники длитильное время и занимаются, особенно США наложившее табу на протягивание рук к собственному ОЯТ. Запасы ОЯТ и соответственно плутония энерогетического в США наибольшие, и ОЯТ ихнее спокойно лежит рафинируясь (поскольку высокоточксичное г...вно радионуклидное выгорает в нем постепенно), являясь ценнейшим энергетическим энергоресурсом будущего.
По запасам наработанного энергетического плутония страны ранжируются следующим образом (по американским оценкам).
1. США
2. Франция
3. Япония
4. Великобритания
5. Германия
6. Канада
7. Россия
8. Швеция
9. Южная Корея
10. Украина
Однако если приплюсовать 34 тонны "ненужного" военного плутония к нашим энергетическим запасам, то РФ поднимается на 6 место.
Т.о. в СССР была сделана ошибка со снижением ввода атомных мощностей, особенно после Чернобыля. Ну а после развала СССР договоренность ВОУ-НОУ высосала у нас значительное количество урана-235 (около 500 тонн), что могло позволить наработать в РФ по крайней мере еще 100 тонн нечетных делящихся изотопов плутония-239 и плутония-241 в отечественных тепловых реакторах.
Все давно было просчитано и спланировано западниками. Поэтому, что с ураном, что с плутонием перспективы у РФ не сильно радужные, особенно если разбазаривание отечественного урана будет продолжаться. Или некие ушлые околоатомные деятели предложат в КНР БН-800 с нашим плутониевым топливом поставлять и поставки МОХа дальнейшие обеспечивать китайцам.

Справедливости ради, вот данные МАГАТЭ по этой же проблематике, по которым РФ на 4 месте - клик

я надеюсь таки что термояд осилят в ближайшие лет 10-15 и все эти замкнутые топливные циклы уйдут в небытие.

Одно другому не мешает, поскольку лучшего способа утилизации нейтронов из ТЯ-реакций помимо воспроизводства ДЯМ пока не придумано.

идеально http://en.wikipedia.org/wiki/Aneutronic_fusion

только вот это не понял

Я понял так:
"Запустить" d+t реакцию можно уже при 10 кэВ (нагрев плазмы) и при плотности плазмы 1,0Е15 1/см3 - Удельная мощность термоядерного реактора будет 120 МВт/м3 , Т.е. Сравнима с ЯР : 50 - 115 МВт/м3

А чтобы запустить р+11В реакцию надо 400 кэВ (нагрев плазмы, а это задачка не "завтрашнего" дня), но и в этом случае удельная мощность будет в 2100 раз меньше, чем в d+t реакции (ухищрения с "холодными" электронами позволят достигнуть удельной мощности в 700 раз меньше, чем в d+t реакции.

Т.о. , итог: перспективная р+11В реакция (нет нейтронов , соответственно наведенной активности и т.д.) - не такая уж и перспективная, так как чтобы создать термоядерный реактор на 1000 МВт (эл) объем камеры для плазмы должен быть в ~ 1000-2000 раз больше, чем активная зона современных ЯР - а это задача не этого столетия .
Надо придумывать, что то еще . . .

Кто о чем, а я напишу немного о ВХР АР-1000. Если ошибся темой, бывает.

Первый контур, глава 5.2, таблица 5.2-2, стр 5.2-39.
REACTOR COOLANT WATER CHEMISTRY SPECIFICATIONS

Electrical conductivity - Determined by the concentration of boric acid and alkali present. Expected range is <1 to 40 μmhos/cm at 25°C.
Solution pH - Determined by the concentration of boric acid and alkali present. Expected values range between 4.2 (high boric acid concentration) and 10.5 (low boric acid concentration) at 25°C. Values will be 5.0 or greater at normal operating temperatures.
Oxygen(1) - 0.1 ppm, maximum
Chloride(2) - 0.15 ppm, maximum
Fluoride(2) - 0.15 ppm, maximum
Hydrogen(3) - 25 to 50 cm3 (STP)/kg H2O
Suspended solids(4) - 0.2 ppm, maximum
pH control agent (Li7OH) (5) - Lithium is coordinated with boron per fuel warranty contract.
Boric acid - Variable from 0 to 4000 ppm as boron
Silica(6) - 1.0 ppm, maximum
Aluminum(6) - 0.05 ppm, maximum
Calcium(6)+ magnesium - 0.05 ppm, maximum
Magnesium(6) - 0.025 ppm, maximum
Zinc(7) - 0.04 ppm, maximum

Теперь, важные примечания:
Notes:
1. Oxygen concentration must be controlled to less than 0.1 ppm in the reactor coolant by scavenging with hydrazine
prior to plant operation above 200°F (93.33°C). During power operation with the specified hydrogen concentration
maintained in the coolant, the residual oxygen concentration will not exceed 0.005 ppm.
2. Halogen concentrations must be maintained below the specified values regardless of system temperature.
3. Hydrogen must be maintained in the reactor coolant for plant operations with nuclear power above 1 MW. The
normal operating range should be 30-40 cm3 (STP) H2/kg H2O.
4. Solids concentration determined by filtration through filter having 0.45-μm pore size.
5. The specified lithium concentrations must be established for startup testing prior to heatup beyond 150°F (65.56°C).
During cold hydrostatic testing and hot functional testing inthe absence of boric acid, the reactor coolant limits for
lithium hydroxide must be maintained to inhibit halogen stress corrosion cracking.
6. These limits are included in the table of reactor coolant specifications as recommended standards for monitoring
coolant purity. Establishing coolant purity within the limits shown for these species is judged desirable with the
current data base to minimize fuel clad crud deposition, which affects the corrosion resistance and heat transfer of
the clad.
7. Specification is applicable during power operation when zinc is being injected. The zinc concentration is maintained
at the lower of 0.04 ppm or that specified in the reload safety analyses.

Нашелся таки гидразин.

Далее ВХР 1-2 контуров упоминается в главах 5.4, 9.3, 10.3. Однако, всвязи с приближением праздника, немного посмешим общественность. Итак, глава 6.2, стр. 6.2-71:
Chemical Addition Tank – The chemical addition tank is a small, vertical, cylindrical tank that is sized to inject a solution of hydrogen peroxide to maintain a passive containment cooling water storage tank concentration for control of algae growth.
Похоже, граждане проектанты решили применять раствор перекиси водорода (Н2O2) для контроля роста водорослей(!?) в PCCWST (Passive Containment Cooling Water Storage Tank), который встроен в оболочку реакторного здания, выше ГО, объем указывал, и в PCCAWST (Passive Containment Cooling Ancillary Water Storage Tank), расположенном на уровне земли. Красота. В разных значениях этого слова.

https://www.ukap1000application.com/PDFDocs...ction%205-2.pdf
https://www.ukap1000application.com/PDFDocs...ction%206-2.pdf

P.S. За отсутствие перевода извиняюсь, могу чуть-чуть напутать.
P.P.S. Жду экспертного заключения о применимости АР-1000 в качестве РБН, использования его в ЗЯТЦ, или в качестве ЭБ с термоядерной генерацией э.э.

Понятно,



Я относительно концепции ИТЕР-а иллюзий не питаю, даже в Д-Т варианте. Когда я говорил про 10-15 лет то имел в виду другую концепцию. Ну поживем увидим.

"Термояд был, есть и будет будущим энергетики"

При таком подходе к вопросу, который практикуется Велиховым и Ко, "Термояд был, есть и будет есть"

На самом деле, нет нерешаемых проблем, есть нежелание их решать.