Эт-та (мурлыча) ,не статистика нарушений,Эт-та количество случаев,с вероятностью коррелируют.(Матроскин,сказал бы).
Кот,что с него взять?И документов нет..

Есть еще одно доп обстоятельство различающее ВВЭР vs. PWR - это вертикальные ПГ.

В связи существенной разницей обьема воды на единицу высоты в вертикальных vs. горизонтальных ПГ, на проектах западных первым симптомом будет рост уровня. На горизонтальных ПГ это почувствуется при больших расходах, e.g. разрыв трубки ПГ (SGTR).

В целом, по порядку срабатывания систем и прочее, Вам написали немногим ранее меня уважаемые Сергей и Nut.

Добавлю немного, хотя тоже не сильно люблю переводить. Но всё для Вас.

Описание последовательности событий
15.6.3.1.2 Sequence of Events for a Steam Generator Tube Rupture
The following sequence of events occur following an SGTR:

Сиглалы по низкому уровню и давлению в КД запускают CVS для конроля за первым контуром и включают подогреватели в КД или увеличивают их мощность, в попытке поодержать уровень и давление В КД. В поврежденном ПГ, со стороны второго контура уменьшается подача насосами питвоводы, так как течь 1->2 увеличивает уровень в ПГ.

Один из многочисленных дачкиков радиоактивности выдает сигнал о ее росте во втром контуре.

Продолжающаяся утечка теплоносителя вызывает остановку РУ инициированную сигналами низкого давления КД или превышением температуры первого контура. ... По сигналу S автоматически отключаются основные насосы питводы и ГЦН, подогреватели в КД. Пусковым насосом(и) начинается подача воды в ПГ по сигналу низкого уровня и в дальнейшем уровень поддерживается в заданном диапазоне.

Автоматические действия (все ушли праздновать Китайский новый год)
15.6.3.1.3 Steam Generator Tube Rupture Automatic Recovery Actions
Мало интересного, но в отличие от предыдущих цитат, посмотрим на конец первого абзаца:

В итоге, уровень воды (со сторороны 2к.) в поврежденном ПГ достигает контрольных уровней high и high-2, которые близки к предельному. Далее, из этого же пункта:

Автомвтика изолирует пусковые насосы, не надеясь систему контроля подачи питводы, чтобы парогенераторы не переполнились.

Преполагаемые действия оперативного персонала (далее - оператор) для нормализации ситуации при SGTR

В случае обрыва трубки ПГ, оператор может устоновить неполадку и произвести необходимые действия для стабитизации ЭБ, прекращения течи 1->2, и произвести требуемый регламентом останов РУ до срабатывания автоматической систмы зациты. Действия оператора по восстановлению при SGTR прописаны в аварийной инструкции ЭБ. Основные действия оператора являются следующими:
-Установить поврежденный ПГ. -> Поврежденный ПГ может быть устоновлен неожиданным повышением уровня или высрким уровне радиоктивности от любого из датчиков в паропроводе, в системе продувки или по результатам анализа проб ПГ.
Далее нормативами предписана изоляция ПГ, где произел STGR, плавное захолаживание, выравнивание давлений 1-2 контура и прочее.

Как сработает автоматика АР-1000, мне неизвестно, но, думаю в основу будет положена инструкция для персонала. В таком случае, согласно правилам баналой математической логики, первым анализируется первое значение, при применении оператора или. Таков мой аргумент.

Немного о методах анализа. В 15.6.3.2 есть противоречия, как и в 15.6.3.3. С одной стороны все вроде соответствует духу консерватизма (LOOP, принцип единчного отказа вплоть до ПК ПГ или клапанов турбинного цеха, разрыв на стороне второго контура,и т.п.), но есть большая разница в текстах 2 и 2.1. Просто посмотрите какие там насосы.Там рассматриваются наложения событий, но не те.
Вот мы с barvi7, www мило общались по 15.3, потом мощные диалоги были по ГЦН. К примеру блокировка Р-10 (работа на 10% Nном), большинство защит отключаются. Некоторое время допускается работа на 3-х из 4-х ГЦН. Все это не учтено. В DCD и EDCD. к сожаления, смог допмсать только сейчас.
И да, уважемый www, про габариты их ВПГ, писал еще вчера утром, но не дописал. Количество тот приблизительно одинаково, но у них диаметр больше, ПГ в два раза меньше по количеству на ЭБ, плюс нагрузка изза меньшей толщины стенки и большего потока в единицу времени

Основано на US DCD Revision 19, 04 декабря 2012. Текст стр 6-16, Таблицы стр. 58-60, Графики стр 89-98.

Вы просто переводите, что написано, а так нельзя. Иначе получается какая-то фигня и все удивляются. На самом деле, все практически точно так, как и на ВВЭР. По Вашим фразам - уточнение.

Утечка не вызывает "повышение температуры". Смысл фразы - "снижение запаса до насыщения".

Основные насосы пит.воды не отключаются. Смысл фразы - "прекращается расход пит.воды по линии основной подпитки, пит.вода подается по пусковым линиям".

Никакая автоматика не "изолирует пусковые насосы, не надеясь (?)...". Смысл фразы - "автоматически закрываются задвижки на пусковой лини пит.воды, во избежание переполнения ПГ при отказе регулятора (он кстати и без отказа не должен полностью перекрывать поток, т.к. он же регулятор!)"

"Неожиданное" повышение уровня - не тот термин. Неожиданными бывают последствия расстройства желудка. Смысл фразы - "Неожидаемое (или неуправляемое - т.е. пит.вода закрыта, и поэтому ожидается неповышение уровня, а он вопреки ожиданиям повышается) повышение уровня.

По поводу вертикальных-горизонтальных ПГ. www все дописал, что хотел дописать. Я сам хотел это упомянуть в прошлом посте, но пока писал забыл (забылся). Имеется ввиду только бОльшая индикативность параметра по уровню в вертикальных ПГ по сравнению с горизонтальными. Т.е. уровень в вертикальном ПГ вырастет заметнее, чем в горизонтальном при одинаковом объеме дебалансной воды. Остальные параметры, включая толщину стенки, к этому вопросу отношения не имеют.

(Из протокола собрания палат №№ 6 и 7)

Мне кажется,уважаемый www справедливо заострил внимание на следующем.
Возьмем 2 одинаковых цилиндра.Один расположим горизонтально ,а другой -вертикально.Нальем одинаковый объем воды.Получим исходные уровни.При этом площадь "зеркала воды" в сечении уровня у горизонтального цилиндра значительно больше.Если добавить еще небольшой объем воды,то в вертикальном цилиндре это приведет к изменению уровня во столько раз больше ,во сколько раз меньше площадь "зеркала".Таким образом в вертикальном ПГ "приход" протечки со стороны 1к вызывает и "большее" изменение уровня с более высокой скоростью изменения уровня.
П.С.Операторы используют в практике схожий прием при оценке бакового хозяйства.Заранее вычисляя цену 1см уровня в м3.Изменение уровня в конкретном баке на 1см говорит о "приходе\уходе" из системы "х" тонн.
п.п.с.Пока думал как написать ,Nut уже написал.

Возможно. Я не уверен в переводе некоторых терминов. Котловая вода в ВПГ АР-1000 как будет по английски?

Или сигнал overtemperature delta T или кризис запаса теплообмена до сваливания в пузырьковое кипение.

Точно не описано. В поддержку моей версии: Таблицы 8.3.1-1(2) Start-up Feed Water Pump A(В) 600 kW
Учитывая обязательный ныне LOOP, то глава 7.4 Feedwater from the startup feedwater system

Принято на заседании палаты №245 сразу в трех чтениях с поправкой о включении в текст автоматики данной подсистемы 2-го контура и с учетом арматуры. А как перевели бы Вы?

Вы, извиняюсь, практически точно воспроизвели мое выражение. Спасибо.

Вот тут Вы совершенно правы, ровно как и www и Сергей (чувствую, часто приходится что-либо доказывать руководству).
Я имел ввиду следующий факт: мы сравниваем системы от ВВЭР-1200 и мощнее с АР-1000. Значит для нас Модель - ПГВ-1000МКП. Количество трубок - 10978, Dвнутр.- 13 мм, количество ПГ - 4. Для АР-1000, количество трубок --10025, Dвнутр.- 15,5 мм, количество ПГ - 2.
Считаем: суммарное проходное сечение для 4-х ГПГ 4*10978*13*3,14159265355 ~=1793397 мм2 ~=1,8 м2; для 2-х ВПГ 2*10025*15,5*3,14159265355 ~=976328 мм2 ~=9,8 м2. Что это означает: на каждую трубку ВПГ приходится в два раза большая нагрузка (да толщина стенок у ВПГ АР в полтора раза меньше), итого в 3 раза большая нагрузка.
Видимо, как-то так (только наоборот) и считали на MHI ВПГ замены для АЭС "Сан-Онофре".
Но, даже без этих непонятных вычислений, совершенно ясно, что при приблизительно равном потоке теплоносителя, с 95% процентной вероятностью на 95% доверительном интервале ВПГ в 2 раза более подвержены износу.

А как более правильно производить расчёт ГПГ указано, к примеру в ВАНТ №31, статья №2.

Великолепно! Так как Перельман теперь, увы, ничего не напишет, предлагаю Вам взятся за серию "Занимательная атомная энергетика", когда время будет.

1. Описка не 9,8 м2, а 0,98 м2.

2. Чтоб получить м2 надо примерно два раза умножить м на м, а у Вас только один размер (13 и/или 15,5 мм), зато ПИ очень точно ( это важно ?)
То, что у Вас написано это наверно омываемый периметр на единицу длины, но не проходное сечение.

А проходное сечение если, посчитать, как учили в школе (ПИ Д квадрат на четыре - по памяти, если не ошибаюсь), то получим для 4-х ПГ ВВЭР-1000 -5,83 м2, а для 2-х ВПГ АР-1000 - 3,78 м2. ( по Вашим данным)
И уже разница не в два раза, а в 1,54 раза.
Надо еще и длины трубок учитывать.

3. Чтобы узнать, что надежнее надо посмотреть сколько поменяли ПГ на ВВЭР-1000 и на аналогичных вертикальных ПГ. Если что-то полученное поделить на общее кол-во в в ПГ*годах эксплуатации, то и получим "ненадежность" наблюдаемую, а не теоретическую.

4. это было мнение.

Конечно, спасибо Вам.

Позор на мои седые .... . В 1,54 раза как ни крути. Про разную длину трубок мне известно, тогда надо бы добавить прочностной фактор (которой, сугубо мое мнение, достаточно сильно влияет на предмет рассмотрения), и зависит от материала и схемы компоновки ГПГ и ВПГ. Так что на 2 все-таки придется домножить. Впрочем, видно, что в ВПГ с геометрическим размером 22040 мм, трубки будут длиннее. А если еще учесть ВХР, потянет на диссертацию.

Обязательно посмотрю и доложу известные мне результаты. В контексте данной темы надо смотреть ВПГ большой мощности, с двухпетлевой компоновкой ГЦТ. Их мало. Спасибо Вам, за исправление ошибок. Жара.

Если вернутся немного назад и все-таки сравнить графики по расчётам течи 1->2, то мне не видно качественных отличий. Есть другой характер срабатывания регуляторов уровня и арматуры. Количественные характеристики, конечно, будут другими. Однако, согласитесь, содрали с 600-го.

Не а.Это не только жара.У всех нас есть еще работа.Увы,не всегда хватает времени сформулировать,вдуматься ,написать.бывают ошибки,описки.Работа глобальная.По сути необходимо (при недостаточности информации) выполнить 2 "дипломных проекта",со всеми расчетами:для ВВЭР и АР.Если начинаем с ПГ ,то не обойтись от площади Т\о -поверхности,расходов 1 и 2 контуров,скоростей потока,подогревом,цикла,оценки потока Q\площадь т\о-поверхности и т.д.Меня такой объем работы,из за недостатка времени ,-ну .тревожит скажем.Но в любом случае - это интересно.И в любом случае-полезно.

Boiler feedwater или boiler water, но термин устаревший, обычно применяется просто - feedwater.


Прямого аналога этого сигнала по моему на ВВЭР не существует (по крайней мере я не помню). Довольно таки сложный параметер.
В деталях можно прочитать здесь, на стр. B 3.3.1A-15 "6. Overtemperature ∆T":
http://pbadupws.nrc.gov/docs/ML1210/ML12100A228.pdf

А тут в деталях формула, чтобы понять физ смысл (стр. 3.3.1A-23, Table 3.3.1-1 (page 7 of 8) Reactor Trip System Instrumentation):
http://pbadupws.nrc.gov/docs/ML1210/ML12100A222.pdf

Выражение "These values denoted with [*] are specified in the COLR" означает, что корректируются/берутся каждый раз из Альбома Нейтронно-Физических Расчетов на новую компанию реактора, после перегрузки.
Core Operating Limits (COLR) есть эквивалиент Альбома Нейтронно Физ Характеристик (Расчетов) зоны.

Кажется ,это запас до Тs.Так называемый запас до вскипания.На ВВЭР применяется довольно широко.И в АЗ,и в ПЗ,и в формировании сигнала на запуск СБ и в некоторых других блокировках и защитах.Обычно получают путем сравнения сигналов по Т и сигнала по Р(пересчитанного в Тs).

Прямого аналога этого сигнала по моему на ВВЭР не существует (по крайней мере я не помню). Довольно таки сложный параметер.

[/quote]
В газете писали, что это примерно аналог ВВЭРовского РОМ (часть). Работает по превышению допустимого подогрева на петле. С воздействием кроме всего и на МУТ.

РОМ. на пороговом устройстве, сравнивает тепловую мощность текущую и заданную .в зависимости от "дискретов" по набору включенного оборудования.АЗ,ПЗ отслеживают сигнал -(Т ном.гор. +∆T),оценивают запас (Ts - T).Сам подогрев ∆T петель используется и при расчете мощности тепловой и в качестве сигнала выбора (разрешения) режимов работы передается в регуляторы ТО.Например разрешение режима МД (минимального дросселирования) в регуляторах ТПН.Интересно посмотреь КАК формируется сигнал и для ЧЕГО он потом используется.
МУТ?

Спасибо за ответы. Как некоторые вещи элементарно забываются, когда общаешься только внутри своей Палаты и вовремя не проходиш стажировки или курс лечения у докторов у смежной Палаты...

Если я правильно помню, на ВВЭРах, результат изменения офсета активной зоны - автоматически не корректировал сигналы АЗ, ПЗ по дельта Т. Офсет конечно держали как предписывал альбом НФХ, но... мне показалось, что тут Вестингхауз чуть впереди, делая корректирову запаса до кризиса теплообмена через автоматический ввод офсета. Ибо влияние его (офсета) довольно существенное - бОльше heat flux внизу акт зоны или вверху, разница большая.

То есть они вводят данные - reactor coolant average temperature, pressurizer pressure, axial power distribution (offset). Сама уставка "Overtemperature delta T" получается плавающая в зависимости от изменения этих 3х вводных параметров.

Большое спасибо, уважаемый www, первого файла у меня не было. Про feedwater, просто немного пошутил. Я когда-то забил абзац из 6.2 или 6.3 в в гугл-переводчик (поленился), и вместо труб и клапанов, к своему удивлению, обнаружил в переводе бак-барботер.

Уважаемому Сергею:
По SGTR в отечественных ПГ работы, по-моему, были. Или похожие или близкие по содержанию. Параметры известны, однако, вопрос расчёта расхода при разрыве трубки в ГПГ не так прост по понятным причинам. В ВПГ, при условии обрыва на нисходящем участке со стороны 2к., вроде бы легче, но по АР, если честно мало данных, можно ошибится, хотя оценить, конечно, можно. Возможно, попробую.



Выкладывать или нет отечественные разработки, считаю, решать должны более опытные участники. Может сказать свое весомое слово Александр Быков, я напишу про ... АР-1000.

В основном , формирование сигнала инициирующего останов реактора по overtemperature ∆T в некоторой степени уравнивает 4 события, связанных с ростом температуры во времени: увеличение нейтронного потока в АЗ РУ, изменение распределения нейтронного потока по АО, уменьшение скорости оборота теплоносителя при неизменной мощности, утечка самого теплоносителя при неизменной мощности. Ибо все они влияют на DNB или DNBR, что не принципиально. (Если наврал - прошу поправить, с пояснением.)

Методы и инструменталка.
Как известно из вышеуказанного www, в вычислении данного параметра участвует функция от разницы между табличными (расчётными) и реальными параметрами тепловыделения по АЗ РУ. Также учитывается изменение АО. Сравниваются значения по верхней и нижней половинам АЗ. Согласно проекта АР, из 4.4 EDCD, Термогидравлика РУ, количество инструментальных каналов - 42, термопары. Минимум 30 и не менее 2-х работающих в любом из квадрантов. Впрочем, данный абзац ждет своего переводчика:

Как работает софт без калибровки датчиков внутри АЗ, вопрос. Ну это к специалистам по СВРК, АКНП.

Далее, алгоритм вычисления OTΔT достаточно прост. EDCD 7.2, пункт 7.2.1.1.3 Core Heat Removal Trips. Сам пункт не цитирую, формула по данной ссылке или ранее по ссылке от www.
Согласно листу 5-му логической схемы (Figure 7.2-1 Sheet 5), и некоторым табличным данным измеряется температура 2-х горячих ниток (3 датчика на каждую), 4-х холодных ниток, давление в КД, разница между нейтронным потоком в верхней и нижней частями АЗ, тепловая мощность РУ, вносится корректировка с учетом давления и плотности теплоносителя, и при превышении тепловой мощности (вычисленной по горячим ниткам) значения параметра (вычисленного по формуле), вычисленного на основе разницы температур по каждой из горячих и холодным ниток, принимается решение о выдаче соответствующего сигнала, при наличии превышения по 2-м из 4-х. Физически логика 4-х канальная с возможностью нормальной эксплуатации при выходе из строя одного канала.

Давайте с другого направления зайдём. Если нет в СБ, это не значит, что нет вообще. В том же СВРК (у нас, за коллег не скажу) эти параметры рассчитываются для каждой точки в твэле (правильнее, в межтвэльных каналах, и DNBR, и запас до температуры насыщения). Нужно, будем выдавать такой сигнал в аппаратуру АЗ/ПЗ, тот же сигнал ПЗ2 мы по локальным параметрам (ql, DNBR) давно формируем. Только, с моей кочки зрения, АЗ тут явно лишнее, поскольку "лекарство" хуже болезни с точки зрения последствий, ограничения на подъём мощности более чем достаточно. Можно завести усреднённый запас по кассете или запас по температуре "горячей струи" - и то, и другое считается "в лоб" и корректировать на офсет нет никакой необходимости.

Небольшое дополнение №1: для формирования данного сигнала, Оvertemperature ∆T (ОТ∆T), физически должны быть работоспособны 4 канала на каждое измерительное устройство. По материалам Table 3.3.1-1 (page 2 of 8).
Небольшое дополнение №2: методика вычисления тепловой мощности РУ АР-1000 по нейтронному потоку мне не встречалась. При принятии решения на останов формирмированием соответствующего сигнала данное значение участвует, ибо сравниваются тепловыделение в верхней и нижней областях активной зоны РУ, если правильно понял.

Очередная увлекательная статья от уважаемого AtomInfo.Ru, в которой рассказывается как приход на китайский внутренний рынок Westinghouse мешает нормальной работе китайских атомных корпораций:

Китайский ответ Westinghouse не торопится
http://atominfo.ru/newse/l0969.htm

И, к вопросу о вечносырых проектах. АР-1000 явно лидирует. Смотрим таблицу 9.5.2-1 на странице 9.5-69. Там собственно указаны номера комнат или помещений с их отметками (если правильно понимял термин elevation).
Опять 100 футов=100 метров. Если допустить, что это относительно уровня моря для конкретной площадки, тогда возникает вопрос, а напор ГЦН и прочего насосного оборудования они как указывают?

Даю линк в надежде, что кто нибудь из Веста зайдет случайно на этот форум и попробует кликнуть на этот линк...

Тут дело в следующем факте. Относительно 100 м все отметки в футах пересчитаны правильно, однако, ни подробного плана размещения строений на площадке, ни отметок размещения оборудования в здании реактора в строительной части документов нет. Во всяком случае, мне недоступно. Относительные, высчитать можно, размер ГО известен. Да и выбор в качестве реперной точки 100 м, вызывает сомнение в достоверности информации.

Теперь немного разной информации.

1. Согласно одной, уже обсуждавшейся на форуме в конце февраля сего года в теме про ВАБ книге, общая частота ПАЗ АЭС "Куданкулам" составляет 2,38Е-07 реактор/год по результатам ВАБ-1. Менее 2,41Е-07 CDF At-Power PRA level 1 для АР-1000. Было бы интересно услышать Ваше мнение, уважаемые www, house, nuc.pra и прочих специалистов. Ссылку я потерял, оригинал могу отправить.

2. Заметка уважаемого Dobryak напомнила мне об одном дефекте АР-1000, о котором уже писал 03.04.2013 г., а именно трубы и клапана в аккумуляторных. Повторение, наше всё:

Если что, PXS - Passive core cooling system, в состав которой входят 2 шт. CMT - Core Makeup Tanks и 2 шт Accumulators, которые должны обеспечить подкритичность путем ввода бора непосредственно в РУ. См. Figure 6.3-1 - 6.3.3. Линия ввода бора оснащена клапаном на участке от СМТ , чтобы в случае LOCA насыщенный раствор из подпертых азотом Accumulators не подавался случайно в СМТ вместо РУ. И, собственно только планировал написать что-то хорошее про системы безопасности АР-1000, но решил перечитать оригинал, главу 6.3.

Противоречий хватит на любую газету. Особенно удивила меня данная таблица Table 6.3-1, PASSIVE CORE COOLING SYSTEM - REMOTE ACTUATION VALVES. Согласно примечанию №4 The operation of these valves is not safety-related, запорная арматура систем PXS и части ADS может в случае несрабатывания остаться в неправильном положении, за исключением клапанов CMT (2 шт. по 70 м3) и части клапанов PRHR HX - одной из систем пассивного отвода тепла. Однако, консервативно предполагая потерю электроснабжения (отказ клапанов типа MOV - Motor Operating Valve), полагают рабочими AOV - Air Operating Valve. При этом известно, что. к примеру изолирующие клапана на 2-х паропроводах изначально а) дублированы б) заряжены азотом с запасом. Обсуждения работоспособности системы снабжения сжатым воздухом не встретил.

Если же возвратится к трубам и клапанам в аккумуляторных, то возможны разные варианты. Там же, по идее находятся инверторы и ИБП, вся аппаратура систем безопасности - DC 250 В или 125 В, без учета слаботочки, естественно. Учтем, что около половины заряда батарей расходуется сразу, в виде выдачи тока на клапана MOV - 1350 кВт, вторая половина - в течении 24 часов. Для любителей формальностей, около 5% - на 72 часа, Можно сделать два обоснованных предположения: а) протечка (трубы и клапана подвержены коррозии) б) в случае, если данный отрезок отсечен дополнительными клапанами, вероятна протечка при задействовании системы PXS и бака IRWST, что может повлиять на дальнейшее электроснабжение СН ЭБ.

Поспешу поправить. Все там правильно. Эти задвижки стоят на входе в СМТ с напора ГЦН. Через них держится только давление и поддерживается подогретое состояние СМТ. Они на впрыск не влияют.
Вообще эти СМТ по принципу работы - скорее как Компенсатор Давления, только отсечены от ГЦТ по выходу.

То есть, по выходу (discharge), они отсечены от ГЦТ при норм эксплуат. В них давление как на напоре ГЦН, и температура хол петель. Потому отсюда принцип - при авариях с разрывом 2 к (ну или откр-непосадка MSSV, и др), происходит резкое расхолаживание, АЗ, + shrinkage in RCS. Из-за падения давления вскипает верхушка СМТ и выдавливает невскипевшую часть в ГЦТ через discharge valves (пневмачи - AOV).


Пневмоарматура - у PWRs тоже немоного разный принцип. Они травят воздух - всегда, потому если теряется подача воздуха или подача напряж на соленоид - задвижка takes fail-safe position.
Другими словами - если проектанты заложили fail-safe closed position, то остановить задвижку в др положении невожможно, 100 проц закроется (unless mechanically stuck open).
На ВВЭР эта система работает чуть по другому.

Уважаемый www, мне воистину неизвестно, что спроектировал Вест. У меня стиль такой: "Один палка - два струна, чего вижу - то пою." Потому по СМТ напишу по памяти, не буду заглядывать ни в DCD ни в мои скромные файлы, затем по клапанам и прочему, все-таки посмотрю. Не спора ради, а истины для, в предыдущем сообщении я написал:




По памяти, режимов работы СМТ 2: LOCA(1) и non-LOCA(2). В любом режиме, входная арматура находится в открытом положении, вход расположен в верхней части цилиндрической емкости, площадь проходного сечения входного отверстия порядка 1050 см2, на входе стоит диффузор(?), не допускающий гидроудара и потери раствора. Подключен сверху к холодной нитке, снизу к трубопроводу ввода раствора борной кислоты, минимальный перепад высоты между вводом в реактор и низом внутренней поверхности СМТ - 7 футов. В режиме 1, LOCA, предполагается выдавливание паром, поступающим из ГЦТ. В режиме 2, non-LOCA, предполагается выдавливание напором с холодной петли, с последующей циркуляцией через СМТ.
Теперь смотрю, клапана на входе: CMT inlet isolation MOV (V002A/B) всегда открыт. Про остальное, 6.3.2.1.2 Reactor Coolant System Emergency Makeup and Boration (стр. 6.3-7), 6.3.2.2.1 Core Makeup Tanks (стр. 6.3-11). Оцифровка схемы 6.3-1 (стр. 6.3-61) не позволяет мне с уверенностью говорить о дополнительных клапанах.

В общем тут возразить особо нечего. Кроме заявления, в той же 6.3, что все MOV и AOV держат гидроудар при любом положении диска (или Y или T образной пластины). Обосновывают тем, что мотор цел->MOV цел. Собственно вопрос, по таблице 6.3-1, что значит значение As is в столбце Failed Position?

А вопросы у меня к данной главе в целом, таблица это так, мелочи. Там граждане путаются в части требований предпусковых испытаний, периодических проверок/поверок и другое интересное. Но это потом.

Ссылка на американскую версию главы 6.3, графика схем векторная и плюс 4 страницы.

Сенаторы США обеспокоены медленным ходом ядерной сделки с Индией
http://www.atominfo.ru/newsf/m0015.htm

Кстати, а наши сенаторы атомом обеспокоены?

Если же возвратится к техническим моментам, то в части использования СМТ в качестве дополнительных КД в режиме горячего останова (t> 215 гр. С) и еще в некоторых ситуациях, полностью согласен с товарищем www. Прямо записано в документации.

Исправление в предыдущем сообщении в данной теме касалось опечатки и дополнения файлом от NRC.

Мнение.
Сравнивать ЧПАЗ имеет смысл, если ВАБ выполняется одной группой и для "типового блока", и на одном интсрументарии и т.д.
Разница в моделях ВАБ и др. "подходах" может быть огромной.
Например: в западных проектах ВАБ, (которые видел) - большую часть в ЧПАЗ вносят внешние воздействия, а в "наших" - внутренние и т.д.

Спасибо за Ваше мнение. Вероятно, это так. Однако, в реальности мне сложно представить, как на основании одной методики, одна и та же группа будет считать проект АР-1000 и ВВЭР-1200 (к примеру).

Тут возникает два момента, лежащих скорее в политической, а не технической области:
1. Есть рекомендации МАГАТЭ, по максимальным ЧПАЗ и ЧПАВ, Вест рапортует, что нормы соблюдены. Так есть все-таки
объективный числовой критерий, или отнести к design tool?
2. К сожалению, в регуляторных документах ряда европейских стран и Индии, прямо указаны ссылки на нормы US NRC.

И да, я согласен, что 0,03Е-07 реактор/год разницы это не принципиально. По ряду моментов, далее.

Некоторые общие соображения по PRA АР-1000 и не только.

1. Приведу общую ссылку на оглавление 19-го раздела EDCD. Есть и американская версия, но в виде файлов.
2.Уважаемый barvi7, прав. При общей ЧПАЗ АР-1000 в 5,08Е-07 примерно половину составляют внешние события. Однако, величина 2,41Е-07 АР-1000, это при работе на мощности, без учета пожара или затопления ГО по внутренним причинам. С учетом - 2,97Е-07. Есть следующий, более глубркий уровень: согласно 19.59 на странице 19.59-12 читаем: Core Damage Contribution from Important Initiating Events 93% - LOCA, 3% SGTR. А если данное событие происходит вследствие землетрясения?

Теперь некоторые моменты, для газет.

На секунду, в пункте 9.3.1 описана система подачи сжатого воздуха. Где анализ?

В 19.55 рассмотрен анализ safe shutdown earthquake (SSE) - терминология Веста, допустимые ускорения по оборудованию, прочие внешние воздействия (про пожары и затопления по внешним причинам - отсылка к NRC). Нашел новое событие, LOSP (Loss of offsite power) и УЧПАЗ:

Видимо LOOP устарел, УЧПАЗ - существует. Это я к давнему сообщению, что без рассмотрения вероятности (частоты) ИС, значение для некоторой последовательности/группы может быть больше. Впрочем, в следующем пункте 19.59, снова появляется LOOP.

Вообще то и нам трудно уйти от традиционного LOOP, видимо и им тоже . Но LOSP мне кажется было бы корректнее, потому как есть еще часто употребляемый термин loop, и мы уже сталкивались с недопониманием по этому поводу.

Говорят о хорошей сбаллансированности прооекта, если выдерживается правило: для ИС с бОльшей частотой должна быть меньше УЧПАЗ. Тогда в перечне ЧПАЗ по ИС нет явных доминант, перекоса в способности предотвратить ПАЗ при некоторых ИС. С этой точки зрения, а также при сравнении разных проектов и при оценке результатов модернизации, УЧПАЗ интересный показатель.

Нормальные показатели, в регионах с бОльшей частотой внешних воздействий их относительный вклад в ЧПАЗ и может быть больше. Очень может разниться частота ИС обесточивания, поскольку непосредственно зависит от надежности энергосистемы региона. Если не ошибаюсь, в ТЗ на проект НВАЭС-2 и ВВЭР-ТОИ частота ИС обесточивания заложена 0,2 в год. Реально она ниже, но не на очень много.

ИС LOCA, SGTR из-за землятресения - это входит в рамки анализа влияния внешних воздействий, а не внутренних, и входят, соотвтетственно, в 5,08Е-07 - 2,97Е-07 1/год.

+100%, а про бОльший вклад внешних воздействий у них я уже написала выше.

А что там с ВАБ для стоянки?

Сначала скажу, большое Вам спасибо за ценные пояснения.

2,11Е-07 Table 19.59-15 Страница 19.59-71 EDCD.
1,91E-07 Table 19.59-15 DCD 19 Revision, NRC, от 04.12.2012 года, Страница 19.59-72.

Без учета вероятности возгораний (iinternal fire) и подтопления помещений (internal flood), 1,23Е-07 и 1,03Е-07, соответственно. Для внутренних ИС, размерность величин 1/год. У наших - лучше (по ТОИ), по разным проектам ВВЭР-1200 надо смотреть отдельно, прогресс заметен без всякого сомнения.

Вопрос. Если нельзя сравнивать проекты по ЧПАЗ, что делать с требованиями (или рекомендациями) INSAG, вида: ЧПАЗ для вновь возводимых блоков не более 1Е-05, ЧПАВ не более 1Е-06?

Утверждать, что все они хорошие

Разные команды по разному подходят к отдельным аспектом моделирования. "Погрешность" вероятностных расчетов по моему подозрению может доходить до 30 , если вообще понятие точности подходит к ВАБ. Расчетные программы тоже считают не очень-то точно, результат расчетов одной и той же логики влияния отказов, реализованной в деревьях отказов и деревьях событий разными способами тоже может дать разный результат. Это раз.
Далее. Раз главная задача - показать, что ЧПАЗ меньше целевого показателя, то не очень важно в 40 раз меньше или в 60 Вот если меньше в 4 раза и в 1000 раз - это уже ощутимая разница . А поэтому, сложные участки модели могут быть разработаны с избыточным консерватизмом, особенно на начальной стадии проекта. И степень консерватизма может быть разной опять таки у разных команд.
Да и одна и таже команда может моделировать разные блоки с разной степенью консерватизма.

Это только малая толика причин, почему результаты ВАБ, лежащие в одном и том же диапазоне одного и того же порядка, не дают нам повода говорить однозначно, что один блок лучше другого. Для хорошего сравнения все же надо разбираться детально в самом проекте.

house, Вы на правильном пути
Пройдёт ещё немного времени и Вы вместо вероятностей таки начнёте считать матожидания, что более правильно!
Это ни в коем случае не подколка, скорее, "кочка зрения" стороннего прохожего "немного в теме".

Ув. House, не могу удержаться от шутки, сама (шутка) напрашивается...



Did you mean Shutdown PRA?

Yes, sir, of course!

Сообщение товарища MVS в теме БН-800:


напомнило, что я уже писал на данную тему. Постараюсь в этот раз привести пункт целиком. Так вот реакторщикам не легче, эксплуатации (оперативному персоналу) сложнее, диспетчерам сложнее. И, если я правильно помню, то и уважаемый товарищ Александр Быков высказывал подобное мнение по топливу и своей части оборудования.


Если быть кратким, то речь идет о том, что резко увеличивая длину топливного столба (и высоту активной зоны) на 2 фута, Вест ожидает увеличение неравномерности поля, при неизменном диаметре. Всякие пряники в виде неравномерности АО, ксеноновых колебаний, ложатся на плечи заказчика и ЭО. Очевидно, неравномерное выгорание топлива, больший износ ПЭЛ СУЗ, ОР СУЗ, при наличии правильной СВРК и АКНП, и регулирующего алгоритма. Далее написанное Вестом про компенсация температурного эффекта реактивности топлива и теплоносителя, не смешно.

Глава 4.3 EDCD
Оффтопиком, EPR c 241 ТВС-К, сторона 214 мм, если я правильно помню. Внутренние размеры товарищу armadillo.

Все написанное относится к обычным реакторам, в БН другое обогащение, другая зона, другой теплоноситель.
Может, кто-нибудь заглянет, мат. ожидание посчитать? Жду реакторщиков и иных специалистов.

Я бы также ожидал увеличение вероятности искривления guiding tubes и потенциального застревания (не полного входа) стержней АЗ, что тоже похоже потом будет "доводиться до ума" за счет простоев, то есть пряники для экспл организации

Американский аналитик о топливе Westinghouse для реакторов ВВЭР
http://www.atominfo.ru/newsf/m0114.htm

Сознательно разместил в данной теме, почему, покажу чуть позднее.

Во-первых, некоторое время назад была статья:
НЗХК поставит на шведскую АЭС четыре сборки топлива ТВС Квадрат в 2014 году
http://www.atominfo.ru/newsf/m0019.htm
О бедных 4-х ТВС-К, которые собираются испытывать на шведской АЭС, доле рынка, и последовавшая реакция каких-то военных чинов Швеции.

Во-вторых, вскользь упоминалось об изготовлении сборок для AREVA, вероятно, квадратных. Хотя, возможно, речь шла об обогащении.

В-третьих, на момент попытки лицензирования в UK, твэлы от Вестингауза, не соответствовали требованиям регулятора по величине максимальной линейной нагрузки (кстати, были превышены и требования NRC). Впрочем и в последней версии для американских АР-1000, значение не изменилось. Ссылка на регулятора UK, страница 48:
http://www.hse.gov.uk/newreactors/reports/...010-r-rev-0.pdf

Всего 853 пункта. Однако и iDAC получили, и в США строятся. В целом, возникает совершенно законный вопрос, а в аналоги наших ТВС, какие твэл они поместят?

Справочно о квадрате от Веста для АР-1000. Активная зона 157 ТВС по 264 твэл. Высота топливного столба 4267 мм, диаметр эффективный активной зоны 3040 мм. В ТВС присутствует антидебризный фильтр, решеток дистанционирующих - 8, перемешивающих - 4. В кассете 24 направляющих канала, 1 инструментальный (КНИТ). Высота таблетки 9,27 мм, диаметр - 8,2, диаметр твэл - 9,5, материал оболочки - ZIRLO. О наших ТВС, писать особого смыла, наверное нет, по причине известности и конструкции и параметров.

Есть еще один пикантный факт, но потом.

Сначала, продолжим о технических деталях ТВС под АР-1000, которые не изложил вчера.

- Первая загрузка АР-1000 профилируется ТВС 3-мя типов по обогащению: 2,35%, 3,4%, 4,45%.
- Сплав решетки верхней, нижней и антидебризного фильтра ТВС – Alloy 718.
- Количество вынимаемых выгорающих поглотителей 1552, материал – боросиликат, диаметр – 9,68 мм наружный, 4,51 мм внутренний, длина - 3681 мм.
- Длина интегрированного в ТВС выгорающего поглотителя – 3861 мм, покрытие бором. Общее на все 157 кассет АР-1000 количество интегрированных поглотителей – 8832.
- Указано возможным профилирование твэл по высоте.

Можно проверить по 4-му разделу DCD или EDCD, ссылки приводил несколько раз.

Теперь, об одном неоднозначном моменте, которых на самом деле много. Обращаю внимание, что никаких выводов и заключений не делаю. Просто информация к размышлению.

Открываем сборник трудов МНТК-2010 на странице 52.
ПЕРСПЕКТИВЫ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ В ТВС РЕАКТОРОВ ТИПА ВВЭР РЕШЕТОК-ИНТЕНСИФИКАТОРОВ ТЕПЛОМАССООБМЕНА
Кобзарь Л.Л., Семченков Ю.М.
РНЦ «Курчатовский институт»



Что же за работа [1]?

Смотрим доклад с МНТК-2007:
Сравнение теплогидравлических характеристик ТВС реакторов типа ВВЭР и PWR на основе экспериментов
В.В.Большаков, Л.Л.Кобзарь, Ю.М.Семченков
РНЦ«Курчатовский институт», Москва, Россия

К сожалению, про электрическую часть проекта АР-1000, писать пока не буду. Немало ошибок присутствует в документации. На часть из них, я ранее указывал.

В предверии 57-й генконференции, интересует мнение, как кто относится к содержанию документа от МАГАТЭ: Preliminary Lessons Learned from the Fukushima Daiichi Accident for Advanced Nuclear Power Plant Technology Development, в котором по сути описаны пассивные системы безопасности, на которых делает свою рекламу Вест?

Общая ссылка: http://www.iaea.org/About/Policy/GC/GC57/Documents/

Между тем, ранее, выпускался документ TECDOC-936 (Terms for describing new, advanced nuclear power plants), 1997 год, котором указано:


Таким образом, на момент лицензирования в США, АР600 и АР-1000 рекомендациям МАГАТЭ не соответствовали. А в 2009 году, вышел TECDOC-1624 в котором данное упоминание признавалось допустимым, при условии одобрения проекта регулятором. И, приблизительно тогда, стартовал тендер по блокам №№3,4 АЭС "Темелин".

P.S. Ссылка на 1624 есть в теме АЭС "Куданкулам". Ошибки оцифровки 936-го сохранены.

В целом, прочел, наконец. Параграф правил 10 CFR 2.390 пункт d, говорит о УКФЗ, и, дословно:



Потому, и нет детального плана размещения оборудования РО, и планировки площадки. Это к дискуссии о лицензировании ВВЭР-ТОИ в UK. Ровно таким же образом, мы имеем право применить собственное законодательство, и не показывать часть проекта. Кстати, появились цветные изображения в EDCD. только толку от них нет.

Не совсем так. Информация, которую дают Регулятору или др Гос организации, делится на несколько категорий. Как пример - Unrestricted, Official Use Only, or Protected-Sensitive.

Первые 2 категории - могут оказаться свободно в печати или в Интернете. По 3й заклю-ся соглашение о взаимном не разглашении.

Секрета от людей нет - атомная энергетика давно уже рассекречена (да и секретов там нет). Но это в большинстве случаев Proprietary Information, которая обошлась миллионы долларов для компании, вкл зарплаты инженерам, проектантам, исследования, и тд.

Ежели вы не дадите Регулятору ЮК всю информацию - их заключение таковым и будет, что нет достаточности информации, и деньги уйдут на ветер.

АЭПу самому надо будет сортировать - что к чему и решать, что можно публиковать, что нет.

Если Регулятор ЮК захочет что то опубликовать, то он вас известит. Тогда, вы можете "стереть" всю лишнюю инфу - и вперед, дать им ту версию, которую они могут публиковать.

К вопросу о пассивных системах безопасности в проекте АР-1000. В связи с темой, о СБВБ:СБВБ.Мысли вслух. от Сергея возник маленький вопрос.

Как известно, в составе набора емкостей ПСБ системы PXS (PCCS) присутствуют 2 шт. Core Makeup Tank, цилиндрические, выше линии ввода в РУ, расположенной на уровне патрубков подключения ГЦТ, объем 70 м3; 2 шт. Accumulators, сферические, ниже линии ввода в РУ, объем 56 м3, пассивированы и подперты азотом. CMT расположены внутри металлической(внутренней) ГО, Accumulators - снаружи, активируются при авариях типа LOCA и LLOCA, доступны некоторому обслуживанию.

Вопрос, который меня действительно заинтересовал, и точного ответа мне неизвестно. Учитывая, что все 4 емкости содержат раствор бора (борной кислоты), и не только, концентрации 16 г/литр, что происходит при отсутствии перемешивания собственно с раствором при длине топливного цикла в 18 (или даже в 24 месяца)? Меняется ли концентрация по высоте в течение такого срока, возможно ли выпадение в осадок, учитывая, что любые устройства для циркуляции внутри отсутствуют?

Ссылки на описания в европейской и американской версиях в сообщении.

P.S. ВХР данных емкостей полностью не описан.

У нас за четыре года без подогрева не выпадает и у них не выпадет

Евгеньич,а почему без подогрева?ТЭНы же кажется уже везде вмонтировали и ввели в работу автоматику?Кстати ,когда то "теория расслоения" растворов в вертикальных герметичных сосудах была популярна для объяснения непонятных результатов пробоотборов.