Ув. форумчанам у меня несколько поправок.
Надо учитывать разницу проектов ВВЭР vs. PWR.
1) Бор у них обогащенный, только 10й, требуется в ГЕ САОЗ только 2 гр/кг
(Technical Specifications, ECCS accumulators, SR3.5.1.4 - Verify boron concentration in each accumulator is
≥ [1900] ppm and ≤ [2100] ppm). Следовательно, до уровня насыщения далеко, осаждения не будет если соблюдать pH.
2) Подогрев ГЕ САОЗ на ВВЭР - из-за феномена прямого впрыска в корпус реактора, чтобы избежать хладноломкого разрушения металла корпуса реактора, не из-за растворимости бора. То есть первичная причина - хладноломкость металла, которая (температура) растет с ростом флуенса нейтронов по истечении срока наработки блока.
3) На PWRs впрыск в петлю, потому разбавление, подогрев и хладноломкое разрушение не ожидается. По той же причине, кстати, Российский дизайн смог осуществить систему быстрого ввода бора на байпасе ГЦНов, то есть нет прямого впрыска в корпус реактора - успевает разбавиться горячей водой остатков 1 к плюс масса горячих трубопроводов ГЦТ.
Полная версия этой страницы: AP-1000
По п.2 Вы абсолютно правы -первичная причина связана с защитой корпуса."Теория расслоения растворов" в условиях отсутствия перемешивания как то объясняла противоречивые результаты пробоотборов более-менее.
По п.3 тоже согласен.Единственное ,что хотелось сказать .-без реализации протока(прогрева) уязвимыми остаются патрубки врезки в контур.
По п.3 тоже согласен.Единственное ,что хотелось сказать .-без реализации протока(прогрева) уязвимыми остаются патрубки врезки в контур.
К сожалению, а может, и наоборот, в АР-1000 идет впрыск прямо в РУ, в конце главы 6.3 есть схемы, ссылки были. Во всяком случае, с указанных ранее 4-х гидроемкостей. (Европейский вариант главы, Американский вариант(+4 стр.))
Нашел работу с МНТК-2007:
Результаты внедрения на энергоблоке №1 Балаковской АЭС системы подогрева аварийного запаса борного раствора в ГЕ САОЗ, основанной на создании внешних контуров естественной циркуляции
Ю.Ф.Кутдюсов, И.О.Будько, А.Н.Макарцев
(НИЦЭ «Центрэнерго»)
Ю.А. Аникеев, Е.М. Дамрин, Э.С. Асадский
(ФГУП ОКБ «Гидропресс»)
А разработчикам АР-1000, только предстоит найти решение данного вопроса, поскольку, нормальная температура для 2-х штук Accumulators - 28,9 оС, для СМТ - средняя температура внутри ГО - около 50 оС (48,7 - по памяти).
Нашел работу с МНТК-2007:
Результаты внедрения на энергоблоке №1 Балаковской АЭС системы подогрева аварийного запаса борного раствора в ГЕ САОЗ, основанной на создании внешних контуров естественной циркуляции
Ю.Ф.Кутдюсов, И.О.Будько, А.Н.Макарцев
(НИЦЭ «Центрэнерго»)
Ю.А. Аникеев, Е.М. Дамрин, Э.С. Асадский
(ФГУП ОКБ «Гидропресс»)
А разработчикам АР-1000, только предстоит найти решение данного вопроса, поскольку, нормальная температура для 2-х штук Accumulators - 28,9 оС, для СМТ - средняя температура внутри ГО - около 50 оС (48,7 - по памяти).
QUOTE(www @ 30.8.2013, 5:12) 
Ув. форумчанам у меня несколько поправок.
Надо учитывать разницу проектов ВВЭР vs. PWR.
1) Бор у них обогащенный, только 10й, требуется в ГЕ САОЗ только 2 гр/кг
(Technical Specifications, ECCS accumulators, SR3.5.1.4 - Verify boron concentration in each accumulator is
≥ [1900] ppm and ≤ [2100] ppm). Следовательно, до уровня насыщения далеко, осаждения не будет если соблюдать pH.
Надо учитывать разницу проектов ВВЭР vs. PWR.
1) Бор у них обогащенный, только 10й, требуется в ГЕ САОЗ только 2 гр/кг
(Technical Specifications, ECCS accumulators, SR3.5.1.4 - Verify boron concentration in each accumulator is
≥ [1900] ppm and ≤ [2100] ppm). Следовательно, до уровня насыщения далеко, осаждения не будет если соблюдать pH.
В EDCD 16 Tech specs пишут так:
QUOTE
SR 3.5.1.4 Verify the boron concentration in each accumulator is ≥2600 ppm and ≤2900 ppm.
Периодичность - 31 день, и еще много разного. Про применение другого бора, мне, видимо, никогда не найти. 
Ув asv363, чем больше Вы "копаете" проект АП-1000, тем меньше у меня уверенности, что проект доработан... 
Они похоже страдают той же проблемой - нет передачи знаний из старшего поколения во вновь прибывшее поколение, а эти будут набивать шишки по новой. Господи, лишь бы конец был счастливым.
ПС - Ссылка у меня на Вестингауз Версия 3,0 Technical Specifications для существующих станций.
2900 ppm = 2.9 гр/кг, то есть слегка концентрацию подняли для АП.
ППС - А по поводу хладноломкости, нельзя ли вкл в статью в Жяньминь Жибао.
Они похоже страдают той же проблемой - нет передачи знаний из старшего поколения во вновь прибывшее поколение, а эти будут набивать шишки по новой. Господи, лишь бы конец был счастливым.
ПС - Ссылка у меня на Вестингауз Версия 3,0 Technical Specifications для существующих станций.
2900 ppm = 2.9 гр/кг, то есть слегка концентрацию подняли для АП.
ППС - А по поводу хладноломкости, нельзя ли вкл в статью в Жяньминь Жибао.
QUOTE(www @ 31.8.2013, 6:07)
Ув asv363, чем больше Вы "копаете" проект АП-1000, тем меньше у меня уверенности, что проект доработан...
Думаю, что это лучшая похвала для asv363 :-)
Это не похвала.Это оценка труда и работы.
Честное слово, не ожидал положительной оценки своих скромных усилий. 
Пара моментов.
1. О боре. Применение 10В в выгорающих поглотителях 2-х видов, и для некоторых стержней ПЭЛ СУЗ, новостью не является. Вот ВХР ПСБ АР-1000, что-то сложно найти.
2. О гермопроходках в ГО, электрическая часть. Страницы 8.3-13 - 8.3-14 (Non safety related, класс не 1Е):
Для 1Е, Страницы начиная с 8.3-17, цитата с 8.3-21:
Если на русском, то вертикальное расстояние между точками ввода кабелей разного вольтажа (средние, низкие, слаботочка) не менее 1 фута, который по слухам равен ~30,4 см. Горизонтальное - 1/2 фута, около 15,2 см. Согласно проекту вся электрика идет снизу вверх по ГО, вверху проходка, далее раздается ответственным потребителям, или любому оборудованию. В целом страниц на 10 английского, причем некоторые моменты противоречат друг другу, как то допустимость использования одного кабель-канала низкого вольтажа (менее 380-400 В) для прокладки разных кабелей, шин, вплоть до слаботочки при условии(!) надежного экранирования. Про защиту от возгорания, написано не мало, класс по сейсмичности 1, призывают особо проводку в кабель-каналах не трамбовать.
P.S. К моему глубокому сожалению, IEEE просил по 132$ за стандарт, идиотизм.
Пара моментов.
1. О боре. Применение 10В в выгорающих поглотителях 2-х видов, и для некоторых стержней ПЭЛ СУЗ, новостью не является. Вот ВХР ПСБ АР-1000, что-то сложно найти.
2. О гермопроходках в ГО, электрическая часть. Страницы 8.3-13 - 8.3-14 (Non safety related, класс не 1Е):
QUOTE
8.3.1.3.4 Raceway and Cable Routing
When cable trays are arranged in a vertical array they are arranged physically from top to bottom, in accordance with the function and voltage class of the cables as follows:
• Medium voltage power (11/6.9 kV)
• Low voltage power (400 Vac, 230 Vac, 125 Vdc/250 Vdc)
• 230 Vac/125 Vdc/250 Vdc signaland control (if used)
• Instrumentation (analog and digital)
400 Vac, 230 Vac, 125 Vdc/250 Vdc power cables may be mixed with 230 Vac/125 Vdc/
250 Vdc signal and control cables.
Separate raceways are provided for medium voltage power, low voltage power and control, as
well as instrumentation cables.
When cable trays are arranged in a vertical array they are arranged physically from top to bottom, in accordance with the function and voltage class of the cables as follows:
• Medium voltage power (11/6.9 kV)
• Low voltage power (400 Vac, 230 Vac, 125 Vdc/250 Vdc)
• 230 Vac/125 Vdc/250 Vdc signaland control (if used)
• Instrumentation (analog and digital)
400 Vac, 230 Vac, 125 Vdc/250 Vdc power cables may be mixed with 230 Vac/125 Vdc/
250 Vdc signal and control cables.
Separate raceways are provided for medium voltage power, low voltage power and control, as
well as instrumentation cables.
Для 1Е, Страницы начиная с 8.3-17, цитата с 8.3-21:
QUOTE
8.3.2.4.2 Raceway and Cable Routing
There are five separation groups for the cable and raceway system: group A, B, C, D, and N. Separation group A contains safety-related circuits from division A. Similarly, separation group B contains safety-related circuits from division B; group C from division C; group D from division D; and group N from nonsafety-related circuits.
Cables of one separation group are run in separate raceway and physically separated from cables of other separation groups. Group N raceways are separated from safety-related groups A, B, C and D. Raceways from group N are routed in the same areas as the safety-related groups according to spatial separation stipulated in Regulatory Guide 1.75 and IEEE 384 with the following exceptions:
• Within the main control room and remote shutdown room (nonhazard areas), the minimum vertical separation for open top cable tray is 3 inches (7.62 cm) and the minimum horizontal separation is 1 inch (2.54 cm).
• Within general plant areas (limited hazard areas), the minimum vertical separation is 12 inches (30.48 cm), and the minimum horizontal separation is 6 inches (15.24 cm) for open top cable trays with low-voltage power circuits for cable sizes <2/0 AWG (70 mm2). For configurations that involve exclusively limited energy content cables (instrumentation
and control), these minimum distances are reduced to 3 inches (7.62 cm) and 1 inch (2.54 cm) respectively.
• Within panels and control switchboards, the minimum horizontal separation between components or cables of different separation groups (both field-routed and vendor-supplied internal wiring) is 1 inch (2.54 cm), and the minimum vertical separation distance is 6 inches (15.24 cm).
• For configurations involving an enclosed raceway and an open raceway, the minimum vertical separation is 1 inch (2.54 cm) if the enclosed raceway is below the open raceway. The exceptions to the guidance in Regulatory Guide 1.75 are based on test results used to support exceptions to the separation guidance for operating nuclear power plants. A summary of test
results from ten electrical separation test programs is documented in Reference 13. These test programs support the АP1000 exceptions.
Non-Class 1E circuits are electrically isolated from Class 1E circuits, and Class 1E circuits from different separation groups are electrically isolated by isolation devices, shielding and wiring techniques, physical separation (in accordance with Regulatory Guide 1.75 for circuits in raceways), or an appropriate combination thereof.
There are five separation groups for the cable and raceway system: group A, B, C, D, and N. Separation group A contains safety-related circuits from division A. Similarly, separation group B contains safety-related circuits from division B; group C from division C; group D from division D; and group N from nonsafety-related circuits.
Cables of one separation group are run in separate raceway and physically separated from cables of other separation groups. Group N raceways are separated from safety-related groups A, B, C and D. Raceways from group N are routed in the same areas as the safety-related groups according to spatial separation stipulated in Regulatory Guide 1.75 and IEEE 384 with the following exceptions:
• Within the main control room and remote shutdown room (nonhazard areas), the minimum vertical separation for open top cable tray is 3 inches (7.62 cm) and the minimum horizontal separation is 1 inch (2.54 cm).
• Within general plant areas (limited hazard areas), the minimum vertical separation is 12 inches (30.48 cm), and the minimum horizontal separation is 6 inches (15.24 cm) for open top cable trays with low-voltage power circuits for cable sizes <2/0 AWG (70 mm2). For configurations that involve exclusively limited energy content cables (instrumentation
and control), these minimum distances are reduced to 3 inches (7.62 cm) and 1 inch (2.54 cm) respectively.
• Within panels and control switchboards, the minimum horizontal separation between components or cables of different separation groups (both field-routed and vendor-supplied internal wiring) is 1 inch (2.54 cm), and the minimum vertical separation distance is 6 inches (15.24 cm).
• For configurations involving an enclosed raceway and an open raceway, the minimum vertical separation is 1 inch (2.54 cm) if the enclosed raceway is below the open raceway. The exceptions to the guidance in Regulatory Guide 1.75 are based on test results used to support exceptions to the separation guidance for operating nuclear power plants. A summary of test
results from ten electrical separation test programs is documented in Reference 13. These test programs support the АP1000 exceptions.
Non-Class 1E circuits are electrically isolated from Class 1E circuits, and Class 1E circuits from different separation groups are electrically isolated by isolation devices, shielding and wiring techniques, physical separation (in accordance with Regulatory Guide 1.75 for circuits in raceways), or an appropriate combination thereof.
Если на русском, то вертикальное расстояние между точками ввода кабелей разного вольтажа (средние, низкие, слаботочка) не менее 1 фута, который по слухам равен ~30,4 см. Горизонтальное - 1/2 фута, около 15,2 см. Согласно проекту вся электрика идет снизу вверх по ГО, вверху проходка, далее раздается ответственным потребителям, или любому оборудованию. В целом страниц на 10 английского, причем некоторые моменты противоречат друг другу, как то допустимость использования одного кабель-канала низкого вольтажа (менее 380-400 В) для прокладки разных кабелей, шин, вплоть до слаботочки при условии(!) надежного экранирования. Про защиту от возгорания, написано не мало, класс по сейсмичности 1, призывают особо проводку в кабель-каналах не трамбовать.
P.S. К моему глубокому сожалению, IEEE просил по 132$ за стандарт, идиотизм.
QUOTE(www @ 31.8.2013, 6:07)
ППС - А по поводу хладноломкости, нельзя ли вкл в статью в Жяньминь Жибао.
Обязательно, но в другую, следующую версию. То есть упомянуть можно и в этой, однако, подробный разбор материаловедения и сопутствующих эффектов, сейчас не потяну.
Немного о совпадениях. Специально в сообщение №363. Случайно наткнулся на документ января 1986 года, IAEA-TECDOC-363, или "SELECTED TOPICS IN NUCLEAR ELECTRONICS". Если что, не я писал.
QUOTE(asv363 @ 31.8.2013, 4:45)
Нет, на самом деле не так сложно.
"The 10B isotope is good at capturing thermal neutrons (see neutron cross section#Typical cross sections). Natural boron is about 20% 10B and 80% 11B. The nuclear industry enriches natural boron to nearly pure 10B. The less-valuable by-product, depleted boron, is nearly pure 11B." Это в Википедии.
То есть, без обогащения - это на 80% просто мусор в воде 1 к, к сожалению...
Вот тут поставщик из Оклахомы.
Кстати обратите также внимание, что на всех PWR (олсоу включая AP-1000), удержание Иода в воде рециркуляции аварийного расхолаживания (при аварии) выполнено принципиально другим проектным решением (пункт 6.3.2.1.4 Containment pH Control, EPS-FW-GL-700) - трайсодиум фосфат (TSP) в сухой форме на полу гермообьема. Тогда как на ВВЭР, спец добавка КОН, чтобы получить КJ соединение.
QUOTE(www @ 1.9.2013, 7:33)
Нет, на самом деле не так сложно.
"The 10B isotope is good at capturing thermal neutrons (see neutron cross section#Typical cross sections). Natural boron is about 20% 10B and 80% 11B. The nuclear industry enriches natural boron to nearly pure 10B. The less-valuable by-product, depleted boron, is nearly pure 11B." Это в Википедии.
То есть, без обогащения - это на 80% просто мусор в воде 1 к, к сожалению...
Вот тут поставщик из Оклахомы.
Кстати обратите также внимание, что на всех PWR (олсоу включая AP-1000), удержание Иода в воде рециркуляции аварийного расхолаживания (при аварии) выполнено принципиально другим проектным решением (пункт 6.3.2.1.4 Containment pH Control, EPS-FW-GL-700) - трайсодиум фосфат (TSP) в сухой форме на полу гермообьема. Тогда как на ВВЭР, спец добавка КОН, чтобы получить КJ соединение.
"The 10B isotope is good at capturing thermal neutrons (see neutron cross section#Typical cross sections). Natural boron is about 20% 10B and 80% 11B. The nuclear industry enriches natural boron to nearly pure 10B. The less-valuable by-product, depleted boron, is nearly pure 11B." Это в Википедии.
То есть, без обогащения - это на 80% просто мусор в воде 1 к, к сожалению...
Вот тут поставщик из Оклахомы.
Кстати обратите также внимание, что на всех PWR (олсоу включая AP-1000), удержание Иода в воде рециркуляции аварийного расхолаживания (при аварии) выполнено принципиально другим проектным решением (пункт 6.3.2.1.4 Containment pH Control, EPS-FW-GL-700) - трайсодиум фосфат (TSP) в сухой форме на полу гермообьема. Тогда как на ВВЭР, спец добавка КОН, чтобы получить КJ соединение.
По поводу TSP написал во личной почте. Я, если что, не химик, надо формулу смотреть. А по поводу 10В, ни в одной таблице по ВХР первого или второго контура в DCD AP-1000, мне упоминания не встретилось. Хотя расписывать очевидные вещи Вестингауз любит. В 5 разделе нет, в 9 и 10 тоже. Это в контексте обсуждения отличий ВВЭР и PWR.
Новые фотографии со строительства блоков №№3-4 АЭС Вогл
http://www.atominfo.ru/newsf/m0230.htm
как это не странно, шлюзов у них 2, как и всех нормальных проектов. И, если поискать в теме, найдется ссылка на источник фотографий.
http://www.atominfo.ru/newsf/m0230.htm
как это не странно, шлюзов у них 2, как и всех нормальных проектов. И, если поискать в теме, найдется ссылка на источник фотографий.
QUOTE(сергей @ 31.8.2013, 23:24)
Это не похвала.Это оценка труда и работы.
Похвала - Хороший отзыв о ком-чём-н., одобрение.
Отзыв - Мнение о ком-чём-н., оценка кого-чего-н.
(с) С.И. Ожегов, Н.Ю. Шведова
QUOTE(www @ 31.8.2013, 6:07)
Ув asv363, чем больше Вы "копаете" проект АП-1000, тем меньше у меня уверенности, что проект доработан...
Если asv363 не прекратит копать, то AP-1000 станет первой в мире подземной коммерческой ядерной установкой.
Понимая, что обсуждение проекта АР-1000 в текущей политической ситуации не совсем корректно, все-таки продолжу. Точнее немного конкретизирую ранее указанное в сообщениях №№94,95. Итак, о некоторых достоинствах и недостатках пассивных систем безопасности АР.
Рассмотрим документ APPENDIX 1B из американской версии DCD, 19 Revision. Начинается он так:
Вкратце, в приложении, написано о возможных (за отдельные деньги) изменениях в проекте, которые могут позволить понизить ущерб, в случает серьезной аварии. Причем, говорится о сокращении выбросов РАВ и рисков для населения соответственно, но, сугубо по американски, меряют в основном в долларах. Нас интересует ловушка расплава, потому на странице 1B-7 читаем:
Теоретически, решение (слегка подобное) нашему УЛР, в проекте АР-1000,наверное, возможно. Полный и корректный перевод предоставить скорее всего не смогу, потому сконцентрируемся на подчеркнутом: PRA level 2 (ВАБ-2) не рассматривает возможное повреждение ГО в результате взаимодействия расплава активной зоны с бетоном. В целом, остается вопрос, как вписать ловушку расплава в подреакторный объем, если это не было предусмотрено проектом?
Стоит данное изделие 1 660 000 американских долларов, согласно прейскуранту (Table 1B-5) на странице 1B-23. И, мне неизвестно существует ли его проект, учитывая что по ряду пунктов данное приложение не соответствует 19-му разделу, в котором собственно и обсуждается PRA АР-1000. Так же можно предъявить обилие упоминаний предыдущего нереализованного проекта АР600, в списке документов, все, за исключением одного, относятся к периоду до начала лицензирования АР-1000 в США. В технических спецификациях (разделы 3 и 16), американское УЛР для АР-1000 не указано, потому будем считать его в существующих проектах не реализуемым.
Рассмотрим документ APPENDIX 1B из американской версии DCD, 19 Revision. Начинается он так:
QUOTE
1B.1.1 Introduction
This response provides an evaluation of Severe Accident Mitigation Design Alternatives (SAMDA) for the Westinghouse AP1000 design. This evaluation is performed to evaluate whether or not the safety benefit of the SAMDA outweighs the costs of incorporating the SAMDA in the plant, and is conducted in accordance with applicable regulatory requirements as identified below.
This response provides an evaluation of Severe Accident Mitigation Design Alternatives (SAMDA) for the Westinghouse AP1000 design. This evaluation is performed to evaluate whether or not the safety benefit of the SAMDA outweighs the costs of incorporating the SAMDA in the plant, and is conducted in accordance with applicable regulatory requirements as identified below.
Вкратце, в приложении, написано о возможных (за отдельные деньги) изменениях в проекте, которые могут позволить понизить ущерб, в случает серьезной аварии. Причем, говорится о сокращении выбросов РАВ и рисков для населения соответственно, но, сугубо по американски, меряют в основном в долларах. Нас интересует ловушка расплава, потому на странице 1B-7 читаем:
QUOTE
Ex-Vessel Core Catcher
This SAMDA consists of designing a structure in the containment cavity or using a special concrete or coating that will inhibit core-concrete interaction (CCI), even if the debris bed dries out.A perfect core catcher would prevent CCI for all cases. However, the AP1000 incorporates a wet cavity design in which ex-vessel cooling is used to maintain the core debris in the vessel to prevent ex-vessel phenomena, such as CCI. Consequently, containment failure due to CCI is not considered in detail for the AP1000 Level 2 probabilistic risk assessment. For cases in which reactor vessel flooding is failed, it is assumed that containment failure occurs due to ex-vessel steam explosion or CCI. This containment failure is assumed to be an early containment failure, CFE (due to ex-vessel steam explosion) even though CCI and basemat melt-through would be a late containment failure.To conservatively estimate the risk reduction of an ex-vessel core catcher, this design change is assumed to eliminate the CFE release category.
This SAMDA consists of designing a structure in the containment cavity or using a special concrete or coating that will inhibit core-concrete interaction (CCI), even if the debris bed dries out.A perfect core catcher would prevent CCI for all cases. However, the AP1000 incorporates a wet cavity design in which ex-vessel cooling is used to maintain the core debris in the vessel to prevent ex-vessel phenomena, such as CCI. Consequently, containment failure due to CCI is not considered in detail for the AP1000 Level 2 probabilistic risk assessment. For cases in which reactor vessel flooding is failed, it is assumed that containment failure occurs due to ex-vessel steam explosion or CCI. This containment failure is assumed to be an early containment failure, CFE (due to ex-vessel steam explosion) even though CCI and basemat melt-through would be a late containment failure.To conservatively estimate the risk reduction of an ex-vessel core catcher, this design change is assumed to eliminate the CFE release category.
Теоретически, решение (слегка подобное) нашему УЛР, в проекте АР-1000,наверное, возможно. Полный и корректный перевод предоставить скорее всего не смогу, потому сконцентрируемся на подчеркнутом: PRA level 2 (ВАБ-2) не рассматривает возможное повреждение ГО в результате взаимодействия расплава активной зоны с бетоном. В целом, остается вопрос, как вписать ловушку расплава в подреакторный объем, если это не было предусмотрено проектом?
Стоит данное изделие 1 660 000 американских долларов, согласно прейскуранту (Table 1B-5) на странице 1B-23. И, мне неизвестно существует ли его проект, учитывая что по ряду пунктов данное приложение не соответствует 19-му разделу, в котором собственно и обсуждается PRA АР-1000. Так же можно предъявить обилие упоминаний предыдущего нереализованного проекта АР600, в списке документов, все, за исключением одного, относятся к периоду до начала лицензирования АР-1000 в США. В технических спецификациях (разделы 3 и 16), американское УЛР для АР-1000 не указано, потому будем считать его в существующих проектах не реализуемым.
QUOTE(asv363 @ 9.9.2013, 21:09)
Теоретически, решение (слегка подобное) нашему УЛР, в проекте АР-1000,наверное, возможно.
В технических спецификациях (разделы 3 и 16), американское УЛР для АР-1000 не указано, потому будем считать его в существующих проектах не реализуемым.
В технических спецификациях (разделы 3 и 16), американское УЛР для АР-1000 не указано, потому будем считать его в существующих проектах не реализуемым.
А что, обязательно должна быть ловушка расплава? Может в мире есть другие решения? В российских проектах остановились на этом решении. Но это не значит, что оно самое лучшее. Некоторые психи даже считают наоборот - это хуже, чем другие решения. Просто подходы разные, одни ловушку применяют, другие что-то другое.
а это неважно. чекбоксик стоит, что применены продвинутые зеленые технологии, и николебет. Так весь мир продает даже туалетную бумагу, а не только реакторы.
Ну если так, то да. Тогда еще могу подкинуть недостатков у АР - типа, они не используют мартышку на арматурах, как мы продвинутые и не забивают молотком шурупы.
Цитата(Nut @ 10.9.2013, 10:13)
А что, обязательно должна быть ловушка расплава? Может в мире есть другие решения? В российских проектах остановились на этом решении. Но это не значит, что оно самое лучшее. Некоторые психи даже считают наоборот - это хуже, чем другие решения. Просто подходы разные, одни ловушку применяют, другие что-то другое.
А что то другое это что?
QUOTE(Nut @ 10.9.2013, 12:13)
А что, обязательно должна быть ловушка расплава?
Сами ж знаете - ответ географический.
В Зап. Европе и России - скорее всего, да, обязательно. В остальных регионах - нет, не обязательно.
QUOTE(anarxi @ 10.9.2013, 15:18)
А что то другое это что?
Anarxi,
к архивам форума и сайта pls
Варианты простые. Если не ставите ловушку, значит, должны иметь механизм внешнего охлаждения корпуса при тяжёлой аварии, чтобы корпус не проплавился.
Или, например, организовать пути выхода расплава из корпуса в большие помещения, где энерговыделение будет отводиться воздухом. Кстати, именно ГИЯРУ этот вопрос освещала на коллегии в прошлом году. Коллегии по безопасности у вашего регулятора открытые (ну, или почти открытые) - взяли б да и пришли, сами и послушали бы. Пролоббировать перед Е.А. вопрос о допуске на коллегию представителя общественности с Припятькома и форума AtomInfo в принципе реально
Да, и для Nut уточнение. На самом деле, не совсем верно говорить, что в российских проектах остановились на ловушке. Так, в ВВЭР-600 её, вероятно, не будет. Более точно сказать, что ловушка присуща российским реакторам большой мощности.
Ловушка расплава как часть механизма обеспечения договора о нераспространении.
QUOTE(AtomInfo.Ru @ 10.9.2013, 15:35)
Сами ж знаете - ответ географический.
В Зап. Европе и России - скорее всего, да, обязательно. В остальных регионах - нет, не обязательно.
В Зап. Европе и России - скорее всего, да, обязательно. В остальных регионах - нет, не обязательно.
В России -да, а в Зап. Евр. - не обязательно. Ну и в остальных регионах тоже. Просто меня немного смутила постановка вопроса от asv363. Вот и влез.
QUOTE(Nut @ 10.9.2013, 11:57)
В России -да, а в Зап. Евр. - не обязательно.
оба EPR, что в Финляндии, что во Франции, имеют при себе ловушку...
Цитата
Варианты простые. иметь механизм внешнего охлаждения корпуса при тяжёлой аварии, чтобы корпус не проплавился.
Интересно, если на корпус реактора с наружней стороны лить холодную воду, а внутри будет вода 300 градусов, то металл претерпит изменения, такой реактор нельзя будет эксплуатировать в последствии.?
QUOTE(anarxi @ 10.9.2013, 21:45)
Интересно, если на корпус реактора с наружней стороны лить холодную воду, а внутри будет вода 300 градусов, то металл претерпит изменения, такой реактор нельзя будет эксплуатировать в последствии.?
Отвечу осторожно - как минимум, потребуется тщательная инспекция.
А вообще приберегу этот вопрос для Гидропресса.
QUOTE(pappadeux @ 10.9.2013, 20:20)
оба EPR, что в Финляндии, что во Франции, имеют при себе ловушку...
С другой стороны, появление AP-1000 в Великобритании не исключено, а это тоже Западная Европа
Я не зря написал "скорее всего, да". Однозначного запрета на отсутствие ловушки не будет. Но тенденция к строительству реакторов с ловушкой будет явной.
QUOTE(anarxi @ 10.9.2013, 20:45)
Интересно, если на корпус реактора с наружней стороны лить холодную воду, а внутри будет вода 300 градусов, то металл претерпит изменения, такой реактор нельзя будет эксплуатировать в последствии.?
С наружной стороны "нужна" холодная вода, если внутри уже много больше 300 С.
И, соответственно, внутри уже "не активная зона", а что то другое. И тогда уже "не первая забота" сохранить проектные свойства корпуса реактора.
В противном случае, если внутри 300, то никакой холодной воды снаружи не надо. "Это мнение" -
И Доктор нам уже об этом рассказал . . .
Цитата(barvi7 @ 10.9.2013, 20:07)
С наружной стороны "нужна" холодная вода, если внутри уже много больше 300 С.
И, соответственно, внутри уже "не активная зона", а что то другое. И тогда уже "не первая забота" сохранить проектные свойства корпуса реактора.
В противном случае, если внутри 300, то никакой холодной воды снаружи не надо. "Это мнение" -
И Доктор нам уже об этом рассказал . . .
И, соответственно, внутри уже "не активная зона", а что то другое. И тогда уже "не первая забота" сохранить проектные свойства корпуса реактора.
В противном случае, если внутри 300, то никакой холодной воды снаружи не надо. "Это мнение" -
И Доктор нам уже об этом рассказал . . .
Да, но ведь охлаждать корпус нужно начинать, как можно раньше.
Возможно есть смысл вначале просто подавать пар на корпус.
Попутно он будет конденсироваться на холодных частях ГО, сливаться вниз добавляя воды.
Так же его можно конденсировать разбрызгивая сверху контаймента воду.?
QUOTE(Nut @ 10.9.2013, 12:13)
А что, обязательно должна быть ловушка расплава? Может в мире есть другие решения? В российских проектах остановились на этом решении. Но это не значит, что оно самое лучшее. Некоторые психи даже считают наоборот - это хуже, чем другие решения. Просто подходы разные, одни ловушку применяют, другие что-то другое.
Наличие в проекте УЛР (устройства локализации расплава, в грамотном исполнении, с жертвенными материалами, водяным охлаждением), не мешает использовать другие стратегии удержания расплава в корпусе реактора. К примеру, методы, предложенные в проекте АР-1000, а именно затопление шахты реактора, и, частично ГО. Кстати, Вы не могли бы уточнить, что Вас смутило:
QUOTE
Просто меня немного смутила постановка вопроса от asv363.
Стоит так же добавить, что УЛР, это еще один барьер, ограждающий окружающую среду от выхода РАВ. За сим, нравится всяким "зеленым человечкам", да и стоит относительно недорого. 
QUOTE(barvi7 @ 10.9.2013, 21:07)
С наружной стороны "нужна" холодная вода, если внутри уже много больше 300 С.
И, соответственно, внутри уже "не активная зона", а что то другое. И тогда уже "не первая забота" сохранить проектные свойства корпуса реактора.
В противном случае, если внутри 300, то никакой холодной воды снаружи не надо. "Это мнение" -
И Доктор нам уже об этом рассказал . . .
И, соответственно, внутри уже "не активная зона", а что то другое. И тогда уже "не первая забота" сохранить проектные свойства корпуса реактора.
В противном случае, если внутри 300, то никакой холодной воды снаружи не надо. "Это мнение" -
И Доктор нам уже об этом рассказал . . .
ЭЭэ..Не пугайте.Вы ,наверное не полностью сформулировали свое условие создания Т.Вот пришел с работы.Сдавал смену-было 319С на выходе ,и это еще не номинальная мощность.Ну,и что думать про "активную зону"?Как спать?
на мой взгляд, довольно красноречиво о том, нужна ли опция "ловушка расплава" в проекте РУ, свидетельствует тот факт, что из современных проектов РУ большой мощности ее нет только у AP1000. имеются в виду уже строящиеся или близкие к реализации проекты.
QUOTE(AtomInfo.Ru @ 10.9.2013, 21:53)
Отвечу осторожно - как минимум, потребуется тщательная инспекция.
А вообще приберегу этот вопрос для Гидропресса.
А вообще приберегу этот вопрос для Гидропресса.
На самом деле, у Гидропресса в проектах РУ всегда есть перечень событий, после прохождения которых требуется полная выгрузка активной зоны и ревизия основного оборудования. К таким событиям, например, относится проектная авария с полным обесточением.
QUOTE(pappadeux @ 10.9.2013, 19:20)
оба EPR, что в Финляндии, что во Франции, имеют при себе ловушку...
А Олкил. 1,2 не имеют. Вообще in-vessel подход более правильный и безопасный. Так некоторые психи думают. Но кажется не в России.
QUOTE(asv363 @ 10.9.2013, 23:00)
Вы не могли бы уточнить, что Вас смутило:
"В целом, остается вопрос, как вписать ловушку расплава в подреакторный объем, если это не было предусмотрено проектом?" - вот эта фраза смутила. Зачем Вы пытаетесь анализировать, возможно ли пароходу приделать крылья от самолета? Или наоборот. И если это невозможно, то представляете это как недостаток. Это необъективно. Форум ведь не политический. Решение по удержанию расплава в корпусе реактора более прогрессивное, чем ловить его ловушкой. По ряду причин. Думаю Вы сами знаете.
QUOTE(Nut @ 11.9.2013, 10:28)
"В целом, остается вопрос, как вписать ловушку расплава в подреакторный объем, если это не было предусмотрено проектом?" - вот эта фраза смутила. Зачем Вы пытаетесь анализировать, возможно ли пароходу приделать крылья от самолета? Или наоборот. И если это невозможно, то представляете это как недостаток. Это необъективно. Форум ведь не политический. Решение по удержанию расплава в корпусе реактора более прогрессивное, чем ловить его ловушкой. По ряду причин. Думаю Вы сами знаете.
Спасибо за ответ, уважаемый Nut. В политическом разрезе было написано только первое предложение, да и то, совершенно нейтрально. Внутрикорпусное удержание - единственная стратегия для уже работающих блоков. Для новых проектов данное решение позволяет экономить на стоимости блока. "Меньше стали и бетона на МВт УМ" - донеслись выкрики из-за океана, и тут же были подхвачены у нас. С моей точки зрения, впрочем я об этом написал чуть выше, одно другому не мешает. Однако, поскольку я человек спокойный, то с бытовой точки зрения мне все равно, какова будет стратегия, есть/нет УЛР, но критерий "более прогрессивное решение", объективным не считаю. Работ именитых и уважаемых людей более чем хватает (по данной тематике), я же останусь при своем, сугубо личном мнении. Публикации и доступная мне документация по АР, насквозь пропитаны техническим( или технологическим) маркетингом, увы.
P.S. Работы читал, оспаривать их не собираюсь.
QUOTE(Nut @ 11.9.2013, 10:28)
Решение по удержанию расплава в корпусе реактора более прогрессивное, чем ловить его ловушкой. По ряду причин. Думаю Вы сами знаете.
А решение по предотвращению образования расплава в корпусе реактора ещё прогрессивнее. По совершенно очевидным причинам. А главное, на каждой станции таких решений - пруд пруди. И низкого и высокого давления.
QUOTE(Nut @ 10.9.2013, 11:13)
А что, обязательно должна быть ловушка расплава? Может в мире есть другие решения? В российских проектах остановились на этом решении. Но это не значит, что оно самое лучшее. Некоторые психи даже считают наоборот - это хуже, чем другие решения. Просто подходы разные, одни ловушку применяют, другие что-то другое.
Мне кажется диагноз от нашего форумного Главврача - правильный. Я соглашусь с этим.
Ежели говорить тех языком, то Ген Проектант не обязан применить или не применить ловушку. Перед ним другая задача - обеспечить создание безопасного и надежного ядерного блока - ensure that General Nuclear Safety Objectives (GNSO) are met.
Составной частью GNSO является Technical Safety Objectives (TSO).
TSO состоит из 2х составляющих - Dose acceptance criteria for Design Basis Accident (DBA) и Safety goals for Beyond Design Basis Accidents (BDBA).
Safety goals for BDBA вкл в себя такие критерии как: Core damage frequency (CDF<10[-5]), Small release frequency (SRF<10[15] Bq по Иоду-131), и Large release frequency (LRF<10[14] Bq по Цезию-137).
Вот выполнение всех критериев и обеспечивается проектом, а доказательство (результаты) предоставляются в PSAR.
Применительно к Весту. Вест участвует в тендере и говорит, что все требования по безопасной экспл АЭС обеспечены, все соответствует международным и Амер нормам и правилам (а как - с ловушкой или без - это проблемы Проектанта).
Теперь, если Покупатель говорит - Ой немогу, хочу чтобы ловушка была, Весты отвечают - мол за Ваши бабки, любой каприз (с). Но претензий никаких Вы не можете предьявить к Весту.
Так кстати делает не один Вест. Так же слегка разнообразные проекты CANDU поставляла AECL в Ю. Корею, Китай, Аргентину и Румынию. Они как бы базовый вариант - но есть существенные отличия, которые были продиктованы хотелками Покупателей, т.е. кто хотел дешевле, а кто с "летающими" дизелями на случай аварии типа Фукушима и полного разрушения всех коммуникаций.
QUOTE
Ну если так, то да. Тогда еще могу подкинуть недостатков у АР - типа, они не используют мартышку на арматурах, как мы продвинутые и не забивают молотком шурупы.
Мартышка - ручное приспособление для увеличяния плеча рычага применяется успешно в Сев Америке. Удивительно, но жаргонное название похоже - monkey, или cheater bar.
Вот тут все на бизнесс основу давно поставлено.
Жаль Американцы и Канадцы не доперли до забивания гаек и шурупов кувалдой... Надо подумать, может есть шанс для нового бизнеса
Цитата(Smith @ 11.9.2013, 7:38)
...нужна ли опция "ловушка расплава" в проекте РУ, свидетельствует тот факт, что из современных проектов РУ большой мощности ее нет только у AP1000. имеются в виду уже строящиеся или близкие к реализации проекты.
По списку проектов с мощностью >1000 MWe, имеющих лицензию или в процессе лицензирования в родных странах:
Ловушки нет: корейские OPR-1000 и APR-1400, японские/американские ABWR-II–1700 и японские APWR-1540, американские AP1000 и System 80+, французско-немецкий KERENA, канадский ACR-1000.
Фанаты из Франции - EPR-1600 и ATMEA 1, из США – ESBWR-1600, плюс из России.
В штуках первых однако больше.
QUOTE(CRA @ 12.9.2013, 10:35)
По списку проектов с мощностью >1000 MWe, имеющих лицензию или в процессе лицензирования в родных странах:
Ловушки нет: корейские OPR-1000 и APR-1400, японские/американские ABWR-II–1700 и японские APWR-1540, американские AP1000 и System 80+, французско-немецкий KERENA, канадский ACR-1000.
Фанаты из Франции - EPR-1600 и ATMEA 1, из США – ESBWR-1600, плюс из России.
В штуках первых однако больше.
Ловушки нет: корейские OPR-1000 и APR-1400, японские/американские ABWR-II–1700 и японские APWR-1540, американские AP1000 и System 80+, французско-немецкий KERENA, канадский ACR-1000.
Фанаты из Франции - EPR-1600 и ATMEA 1, из США – ESBWR-1600, плюс из России.
В штуках первых однако больше.
Вот. Интересная информация. Кстати, в Ю. Корее приличных АЭС, за исключением одной, NPP WOLSONG, где используют Candu 6, не заметил. Проекты OPR-1000, APR-1400 в плане общей схемы компоновки - 2 горячих нитки до ВПГ (2 шт.), холодных - 4, полное совпадение с АР-1000. Кроме того, OPR переходит границу в 1000 МВт(эл.) не на всех блоках, и имеет околонулевые экспортные перспективы по причине отсутствия ряда систем безопасности. Материалом ТОТ ВПГ корейских проектов служит широкоизвестный в узких кругах сплав 690. Впрочем, к УЛР это не имеет отношения, расчёты показывают возможность удержания расплава в корпусе реактора, однако о натурных испытаниях слышать не доводилось. Потому, лучше до данной фазы не доводить.
P.S. Отдельного описания OPR не попалось, видимо по причине обилия модификаций.
QUOTE(CRA @ 12.9.2013, 10:35)
По списку проектов с мощностью >1000 MWe, имеющих лицензию или в процессе лицензирования в родных странах:
Ловушки нет: корейские OPR-1000 и APR-1400, японские/американские ABWR-II–1700 и японские APWR-1540, американские AP1000 и System 80+, французско-немецкий KERENA, канадский ACR-1000.
Фанаты из Франции - EPR-1600 и ATMEA 1, из США – ESBWR-1600, плюс из России.
В штуках первых однако больше.
Ловушки нет: корейские OPR-1000 и APR-1400, японские/американские ABWR-II–1700 и японские APWR-1540, американские AP1000 и System 80+, французско-немецкий KERENA, канадский ACR-1000.
Фанаты из Франции - EPR-1600 и ATMEA 1, из США – ESBWR-1600, плюс из России.
В штуках первых однако больше.
APR-1400 в ОАЭ ловушку все же заимел
KERENA и ACR-1000 нигде пока строить не планируют (во всяком случае, я не слышал о выигранных тендерах или прямых межправительственных переговорах по этим типам РУ).
System 80+ так нигде и не был построен. в принципе, он и был взят в качестве основы для APR-1400, если не ошибаюсь.
OPR-1000 - это все же реактор второго поколения (на базе System 80 без плюса).
останусь при своем мнении, что проектов с с ловушкой, имеющих реальные перспективы постройки в среднесрочной перспективе, поболее будет
QUOTE(asv363 @ 12.9.2013, 15:01)
Проекты OPR-1000, APR-1400 в плане общей схемы компоновки - 2 горячих нитки до ВПГ (2 шт.), холодных - 4, полное совпадение с АР-1000. Кроме того, OPR переходит границу в 1000 МВт(эл.) не на всех блоках, и имеет околонулевые экспортные перспективы по причине отсутствия ряда систем безопасности. Материалом ТОТ ВПГ корейских проектов служит широкоизвестный в узких кругах сплав 690.
О корнях Вестингауза в корейских проектах из документов, поданных компанией ENEC (ЭО АЭС "Барака") местному регулятору, опечатки оригинала сохранены:
QUOTE
KEPCO, the owner of all 20 of South Korea`s nuclear power reactors, has held a licensee relationship with Westinghouse since the late 1980s when the United Sates (US)-based company supplied the 1000 MWe System 80 NSSS for Yonggwang 3 and 4. Subsequently, KEPKO developed variants of System 80 for its own requirements under technology transfer terms in the licennse agreement/ After introducing domestic innovation and updating technology over time, KEPCO developed the Korean Standard Nuclear Plant, then the OPR-1000 and the APR-1400.
Страница 10 документа с сайта ENEC. Наличие китайских клонов проекта АР-1000 (САР-1000 и САР-1400), наводит на некоторые мысли, однако.
по поводу ловушки в Эмиратах - возможно я погорячился, слышал краем уха в одном разговоре, а сейчас сходу пруф-линк не нашел.
но вот в версии APR-1400 для Европы она точно есть - клик
"Based on this KOPEC is developing an EU version (APR1400-EUR) with double containment and core-catcher, and a more advanced 1550 MWe (gross) version, the APR+"
кроме того, по этой же ссылке относительно Kerena сказано следующее:
"It has two redundant active safety systems and two passive safety systems, including a core-catcher, similar to EPR"
еще есть китайский ACPR1000:
" ... a 3-loop unit of about 1100 MWe with 157 fuel assemblies (same as French predecessor), double containment and core-catcher"
но вот в версии APR-1400 для Европы она точно есть - клик
"Based on this KOPEC is developing an EU version (APR1400-EUR) with double containment and core-catcher, and a more advanced 1550 MWe (gross) version, the APR+"
кроме того, по этой же ссылке относительно Kerena сказано следующее:
"It has two redundant active safety systems and two passive safety systems, including a core-catcher, similar to EPR"
еще есть китайский ACPR1000:
" ... a 3-loop unit of about 1100 MWe with 157 fuel assemblies (same as French predecessor), double containment and core-catcher"
APR-1400 в ОАЭ – без ловушки.
Для Европы (текущий тендер Olkiluoto-4) все конечно же обещают всё.
Китайцы, заподозрив, что это может быть тенденция, тоже всем обещают всё.
Про KERENA возможно WNA приводит некорректную информацию. Для случая расплава активной зоны AREVA предусматривает удержание внутри RPV с охлаждением снаружи.
Для Европы (текущий тендер Olkiluoto-4) все конечно же обещают всё.
Китайцы, заподозрив, что это может быть тенденция, тоже всем обещают всё.
Про KERENA возможно WNA приводит некорректную информацию. Для случая расплава активной зоны AREVA предусматривает удержание внутри RPV с охлаждением снаружи.
QUOTE(CRA @ 13.9.2013, 10:28)
Для Европы (текущий тендер Olkiluoto-4) все конечно же обещают всё.
Китайцы, заподозрив, что это может быть тенденция, тоже всем обещают всё.
Китайцы, заподозрив, что это может быть тенденция, тоже всем обещают всё.
о том и речь, что это современная тенденция
QUOTE(asv363 @ 12.9.2013, 13:09)
О корнях Вестингауза в корейских проектах из документов, поданных компанией ENEC (ЭО АЭС "Барака") местному регулятору
там от Вестов только унаследованное имя, корни там от CE
Продолжаем рассмотрение недостатков проекта АР-1000, который обладая так называемым "пассивным дизайном", уж очень активно продвигается Вестингаузом на восточноевропейские рынки сбыта. Итак, по электрической части:
Глава 8.2 Offsite Power System содержит всего 4 странички, указанный текст приведен на 8.2-2. Также можно посмотреть собственно на схему в главе 8.3 AC Power Station One Line Diagram, страница 8.3-53, можно посмотреть таблицу 8.3.1-1 (стр. 8.3-38).
Если быть кратким, то наблюдается экономия на кабеле. Два основных трансформатора электроснабжения собственных нужд энергоблока. Два набора трансформаторов для электроснабжения от ЛЭП. Фидер - один. Согласно идеологии и обоснованиям по безопасности, непосредственно на безопасность не влияет, а влияет на экономическую окупаемость и риски инвестора, вложившегося в строительство ЭБ по данному проекту. Одно из уязвимых мест проекта. Особенно, учитывая собственный регламент Веста в части допустимых сроков работы при одном исправном АДГ - 2 недели максимум. (Глава 16.3, сообщение №188)
Кроме того, на схеме (Figure 8.3.1-1) указана частота в 60 Гц (это если смотреть на ТГ), что не соответствует, к примеру, 5-му разделу, в котором описано основное оборудование РО, за исключением самой РУ.
И, совершенно отдельно. Учитывая нынешнее наличие 2-х ГО в проекте АР-1000, отсутствие указаний на то, что срок службы вертикальных ПГ (22 м высота, 5,7 ширина, по памяти) равняется указанному для блока (60 лет), и новость о "крышке" от уважаемого AtomInfo.Ru:
В бетонном контейнменте АЭС Дэвис Бесс найдены новые трещины
http://www.atominfo.ru/newsf/m0482.htm
мысль о рассмотрении АР-1000 в качестве проекта строительства энергоблока, слегка сомнительна.
QUOTE
8.2.1.2 Transformer Area
The transformer area contains the main stepup transformers, the unit auxiliary transformers, and the reserve auxiliary transformers. Protective relaying and metering required for this equipment is located in the turbine building. The necessary power sources (400 Vac, 230 Vac,and 125 Vdc) to the equipment are supplied from the turbine building. See subsection 9.5.1 for a discussion of fire protection associated with plant transformers.
One feeder connects the transformer area with the switchyard to supply power to/from the main stepup transformers for the unit. An arrangement is shown in Figure 8.3.1-1
The transformer area contains the main stepup transformers, the unit auxiliary transformers, and the reserve auxiliary transformers. Protective relaying and metering required for this equipment is located in the turbine building. The necessary power sources (400 Vac, 230 Vac,and 125 Vdc) to the equipment are supplied from the turbine building. See subsection 9.5.1 for a discussion of fire protection associated with plant transformers.
One feeder connects the transformer area with the switchyard to supply power to/from the main stepup transformers for the unit. An arrangement is shown in Figure 8.3.1-1
Глава 8.2 Offsite Power System содержит всего 4 странички, указанный текст приведен на 8.2-2. Также можно посмотреть собственно на схему в главе 8.3 AC Power Station One Line Diagram, страница 8.3-53, можно посмотреть таблицу 8.3.1-1 (стр. 8.3-38).
Если быть кратким, то наблюдается экономия на кабеле. Два основных трансформатора электроснабжения собственных нужд энергоблока. Два набора трансформаторов для электроснабжения от ЛЭП. Фидер - один. Согласно идеологии и обоснованиям по безопасности, непосредственно на безопасность не влияет, а влияет на экономическую окупаемость и риски инвестора, вложившегося в строительство ЭБ по данному проекту. Одно из уязвимых мест проекта. Особенно, учитывая собственный регламент Веста в части допустимых сроков работы при одном исправном АДГ - 2 недели максимум. (Глава 16.3, сообщение №188)
Кроме того, на схеме (Figure 8.3.1-1) указана частота в 60 Гц (это если смотреть на ТГ), что не соответствует, к примеру, 5-му разделу, в котором описано основное оборудование РО, за исключением самой РУ.
И, совершенно отдельно. Учитывая нынешнее наличие 2-х ГО в проекте АР-1000, отсутствие указаний на то, что срок службы вертикальных ПГ (22 м высота, 5,7 ширина, по памяти) равняется указанному для блока (60 лет), и новость о "крышке" от уважаемого AtomInfo.Ru:
В бетонном контейнменте АЭС Дэвис Бесс найдены новые трещины
http://www.atominfo.ru/newsf/m0482.htm
QUOTE
Впервые об образовании трещин в контейнменте единственного блока АЭС "Дэвис Бесс" стало известно в октябре 2011 года. Трещины были выявлены вблизи участка стены, трижды вскрывавшегося для замены оборудования.
мысль о рассмотрении АР-1000 в качестве проекта строительства энергоблока, слегка сомнительна.
QUOTE(asv363 @ 25.9.2013, 3:34)
Продолжаем рассмотрение недостатков
Также можно посмотреть собственно на схему в главе 8.3 AC Power Station One Line Diagram, страница 8.3-53,
Кроме того, на схеме (Figure 8.3.1-1) указана
мысль о рассмотрении АР-1000 в качестве проекта строительства энергоблока, слегка сомнительна.
Также можно посмотреть собственно на схему в главе 8.3 AC Power Station One Line Diagram, страница 8.3-53,
Кроме того, на схеме (Figure 8.3.1-1) указана
мысль о рассмотрении АР-1000 в качестве проекта строительства энергоблока, слегка сомнительна.
Что же показано на стр.53 по Вашей ссылке, так и осталось тайной для пациентов.
Что указано на схеме 8.3.1-1 также осталось тайной.
В анализе не указано количество аналогичных фидеров в проекте ВВЭР. Можно догадаться, что больше, чем в проекте АР. Это так?
Мысль о рассмотрении такого анализа слегка сомнительна (мнение некоторых пациентов).
QUOTE(Nut @ 25.9.2013, 7:07)
Что же показано на стр.53 по Вашей ссылке, так и осталось тайной для пациентов.
Что указано на схеме 8.3.1-1 также осталось тайной.
Что указано на схеме 8.3.1-1 также осталось тайной.
У Вас ссылки не открываются (просто такое бывает, если что, я подскажу как открыть)?
QUOTE(Nut @ 25.9.2013, 7:07)
В анализе не указано количество аналогичных фидеров в проекте ВВЭР. Можно догадаться, что больше, чем в проекте АР. Это так?
Мысль о рассмотрении такого анализа слегка сомнительна (мнение некоторых пациентов).
Мысль о рассмотрении такого анализа слегка сомнительна (мнение некоторых пациентов).
Не указано. Какой российский проект предлагаете осмотреть?