Об этом дополнении к списку.

http://atominfo.ru/newsn/u0933.htm

Ну что, вести с полей.

Политика партии, как выясняется, не изменилась. Росатом по-прежнему считает, что венцом развития ВВЭР должны стать СКД, причём первый блок должен появиться где-то сразу после 2030 года.

Интересно, что аналогичное мнение присутствует и у китайцев, причём на первый блок они хотят выйти вообще как бы не через 10 лет.

В отчёте последних лет СССР, когда экспериментальная база была на историческом максимуме, переход на ВВЭР СКД оценивался следующим образом:

/DSP On/

"Переход на реакторы с закритическими параметрами (....) потребует замены применяемого сейчас набора сплавов,
который, очевидно, не обеспечит работоспособность ТВЭЛов при закритических параметрах.
Работы в указанных направлениях пока ещё не начаты и при существующих ограниченных (1987 год!) ресурсах экспериментальной базы
вряд ли будут развиваться, если не будет признано, что эти направления должны стать основными".

/DSP Off/.

Да всё то же самое и осталось, кто бы им занимался-то. См. выше по ветке.

Но на самом деле, заняться, видимо, придётся. Вариантов немного.

Вот не буду я приводить таблицу, не уверен я в её очистке. Придётся верить на слово.

Нам всем крупно повезло, что случилась Фукусима, и ESBWR забросили как кипящий. По объективным показателям типа материалоёмкости и проч. даже хвалёный AP-1000 к нему только приближается и выиграл у него только по километрам кабелей на МВт - и то неизвестно, чем в итоге бы всё кончилось, если бы ESBWR не заморозили.

Скажем так, при прочих равных AP-1000, наверное, проиграл бы нам, скажем, в Турции, а вот ESBWR... Не факт.

ESBWR получается как своего рода дамоклов меч над современными проектами. Соответственно, в пределе нужно нечто, что может его превзойти. СКД объективно может это сделать.

Да, громко получилось сегодня. Зал наповал убили. Ещё и по свинцу разные приколы.

Это отдельная песня. Точно не в этой ветке. И не факт. Посему давайте воздержимся.

А вот задача превзойти ESBWR, благо проект встал, в ней есть сермяжный смысл.

Есть отрицательный опыт по материалам для реактора и активной зоны под сверхкритику.
Несколько лет назад одна наша лаборатория имела плотные контакты с канадцами на предмет сверхкритики в модификации КАНДУ. Перед тем канадцы угрохали лет 8 и с пол-сотни миллионов долларов на поиск, разработку сплавов работающих при сверхкритике ПОД ОБЛУЧЕНИЕМ. И что-то там придумали. И готовы были пить шампанское. Но случился облом. Была организована встреча канадцев со специалистами девятки, благо рядом. И специалисты девятки, внимательно изучив представленные канадцами материалы, высказали замечания, со справедливостью которых канадцам пришлось согласиться. Результат - тема канадцами была закрыта, а вместо шампанского пить горькую!

Стали, используемые в закритических ТЭС, не работают под облучением. И эту проблему вряд ли можно решить за 10 лет. Потому что, если идти от "железа", ставя то одни, то другие образцы под облучение нужны годы. Если идти от моделирования поведения структуры металла под облучением при закритических параметрах с тем, чтобы поиск сплавов был более результативным и с большим пониманием, опять таки нужны годы еще и на создание кодов на базе квантово-механических уравнений, моделирующих взаимодействие нейтронов и прочего излучения с атомами конструкций, образования дефектов, дислокаций и прочей мутаты, их эволюцию и т.д. Такой модели нет и за бугром, хотя люди работают и там, и тут, и имеют некоторые успехи.
Итого: нужно время поболее 10 лет.

Интересно, если МБИР решили бы всё-таки делать с потоком единицы на 10^16, как сильно время удалось бы сократить на эксперименты с облучением?

Нужны же не просто потоки, а воспроизводства условий в комплексе: температура, напряженность металла, облучение. Потому МБИР поможет отчасти

Там три петли предполагалось. А если бы заложили петлю под условия СКД? (допустим, это можно было бы сделать, в чём пока не уверен).

Это другое дело! Тогда дело за малым - как его зовут и кто будет заниматься изысканием правильных сталей и предлагать для испытаний образцы.

Увы, у меня не зря везде частица "бы". Под ТЖМТ петли предполагали, СКД, насколько знаю, даже не рассматривался в этом смысле.
Да и МБИР пустят не завтра.

Вопрос был гипотетический, из разряда про "задний ум".

Согласен.
Варианты преребора разных сталей под облучением в условиях характерных для СКД могут занять не одно десятилетие. И когда наконец эти составы сталей найдут и полностью претестируют, то окажется что урана и лишнего плутония для ВВЭР-СКД уже нет. И к тому времени еще и окажется, что эксплуатируемые БНы по металлоемкости и топливной эффективности заметно уделывают ВВЭР-СКД.

Видимо, такой подход может оказаться более продуктивным, учитывая прогрессирующие возможности машинных рассчетов.
Но кто коды эти писать в РФ будет?

Поскольку для СКД проблема коррозии материалов корпуса и выгородок с внутриреакторной требухой имеет помимо физического повреждения/распухания и усталостного старения и химические проблемы с взаимодействием кучи основных металлических химических элементов и продуктов их трансмутации с закритическим флюидом, то чисто кватово-механические коды не есть панацея.

Отечественные коды для методов Ab initio Molecular Dynamic (AIMD) или Carr-Parrinello Molecular Dynamic (CPMD) для целей описания чисто химического поведения сталей под действием сверкритических водяных флюидов сделать можно, но как в них учесть весь комплекс сложных взаимодействий нейтронов, рентгена, образующихся альфа-частиц, структурных дефектов и т.п. на химизм процессов и их кинетику в долговременном аспекте длительной эксплуатации сталей для СКД?

Кажется, что для целей моделирования конструкционных материалов в реакторе со сверкритическим водяным теплоносителем нужно разрабатывать специализированный подход на основе метода Reactive Molecular Dynamics. Т.е. все взаимодействия с первичными нейтронами, вторичными нейтронами отдачи, рентгеном, альфа-частицами вести на уровне соответствующих потенциалов силовых полей без прямого решения квантово-механических уравнений типа Шредингера и Кона-Шэма.
Ну а всякие структурные и химические перестройки в широком температурном диапазоне в объемных материалах Reactive Molecular Dynamics описывает очень даже неплохо.

Но я даже и представить не могу, ктобы в РФ лет за 10-15 смог бы эти коды написать и протестерировать, и какие супервычислительные ресурсы нужны для проведения такого типа расчетов. Тут обычными суперкомпьютерами не обойдешься. Потребуется распараллеливание расчетов на десяток-полтора суперкомпьютеров. И месяцы/годы расчетов пробных составов сталей.

Все так!

Так ведь пишут у нас такой код. Для диссера путь уже заметно пройден и будет что представлять. И вокруг задачки постепенно собирается небольшой коллектив. Но чей-то диссер не есть решение проблемы, понятно, что только шажок к решению. Да и пахать, и пахать. Мне есть с чем сравнивать: на моих глазах шло развитие спектральных программ от РОРа до старушки ТВС-М и кое-чего поновее, еще не доведенного до аттестации - лет 30!. Перфокарты на М220 или БЭСМ таскать уже не надо, труд на порядок стал эффективней, но и задача куда как сложнее. Лет 10-15 - оптимистично.
Да и легко может быть разрушено начатое.

Если не секрет, то где пишут?

Знаю, что в ИТЭС ОИВТ РАН есть группа которая пыталась МД-коды делать и тестировать под моделировапние поведения материалов под облучением нетронным и распуханием гелиевым. Но насколько они продвинулись от перовоначальной постановки задачи по описанию поведения керамических и стекловидных матриц для хранения РАО к возможности описания комплекса проблем с облучением тех же сплавов я не зная.

В отделении физики и моделирования энергетики НИЦ КИ. С привлечением и контактами российских специалистов плюс наших же за рубежом. Пока в коллективе из менее десятка человек с разной степенью вовлеченности.

Прочитал в серии "Творцы ядерного века" 2002 года издания, воспоминания за авторством НА Доллежаля.
Пишет на стр. 166, что на Сибирской (Белоярской) АЭС первые два канальных водо-графитовых блока АМБ-100 и АМБ-200 были с ЯДЕРНЫМ ПЕРЕГРЕВОМ пара. Успешно отработали лет по 30 и были закрыты.

Параметры пара были 510 С или 780 К !!!

Не мог найти нигде подробностей об этих реакторах по конструкции. Может сплав для сверхкритики как раз в этой установке мог бы подойти?
У кого есть ссылка на конструкцию зоны-реактора, или знание о нем, поделитесь.

Спасибо

Kapa6ac,

презентация НИКИЭТа в МАГАТЭ:
http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/...Yurmanov_PM.pdf
внутри на 7-ом слайде ссылка на юбилейную конференцию 2009 года. Соответственно, надо найти её труды (вполне могут быть в библиотеках), там должно быть всё в наиболее полном виде.

И далее по Юрманову посмотреть.
У них есть доклад в Подольске (2009):
http://www.gidropress.podolsk.ru/files/pro...ticle137-ru.htm
В нём в основном про химию, но есть список литературы, его можно поднять и посмотреть.
Например, там название статьи Емельянова сотоварищи "Исследования прочности конструкционных элементов топливных каналов реакторов Белоярской АЭС".

Великое спасибочки!

Сибирская АЭС - это Томск-7, реакторы АДЭ, которые, няз, были без перегрева



документ МАГАТЭ

http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCol...171/6171747.pdf

Да, это я пропустил. Конечно, Сибирская - это не Белоярка. Это "такой закрытый город, где у человека рабочий день - одна минута" (из далёких воспоминаний моего детства ).

Но АМБ стояли именно на Белоярке. АМБ-100 проработал 27 лет, АМБ-200 - 22 года. Очень неудачные, надо сказать, реакторы - количество аварий на них (в том числе тяжёлых) превышало все разумные пределы.

Да, естественно.

В своё время у нас было интервью одного из директоров Первой в мире.
http://atominfo.ru/news/air3328.htm
Текст, как всегда, мягче разговора. А в разговоре он был, несмотря на прошедшее с тех пор время, весьма зол на конструкторов АМБ за то, что они не приняли во внимание тот отрицательный опыт, который собрал персонал на Первой.
Он считал (в тексте это есть), что если бы их опыт проанализировали тщательно, то АМБ не было бы.

Да, а перегрев ему не понравился сразу.

Ну если первая цифра еще как то очевидна, то нахрена было на АМБ водяной пар до 780К перегревать?
Просто погоня за кпд?
Или проверка предпосылок к использованию АМБ-200 и его последователей как для выработки электроэнергии, так и отопительного тепла?

Как же я забыл-то? Кочетков-ст. про АМБ.
http://atominfo.ru/newsh/o0800.htm

P.S. Малых очень обиделся за топливо для АМБ. Его вариант забраковали по физике, а потом таки взяли, но от Девятки.

это одна и та же температура, в цельсиях и кельвинах

Цель была единственная, утверждённая Курчатовым.
Дело даже не в КПД, который можно за счет температуры поднять как минимум до 40% (с 30% обычных для ВВЭР).

Цель строительства двух АМБ состояла в экспериментальной проверке возможности применять паровые турбины, серийно выпускаемые промышленностью для угольных ТЭС.
Вместо особых влажнопаровых турбин, освоенных всего несколькими заводами в стране, ставить серийно выпускаемые промышленностью в количестве до 8 ГВт в год.

Для этого ядерный реактор должен выдать пар стандартных параметров. Например, 540 цельсия. Пришлось в АМБ заменить цирконий на нержавеющую сталь особых марок, а возросшее поглощение компенсировать переходом на уран обогащения выше чем 5%.
По итогам оказалось, что сделать можно, однако стоимость всех этих мер больше чем издержки от влажнопаровых турбин (на тот момент были, при газодиффузионном обогащении урана).
Поэтому РБМК-1000 и -1500 стали делать на обычном паре. В проекте РБМКП-2400 снова к идее ядерного перегрева пара вернулись, однако после Чернобыля в 1986 году, от графитового направления было принято решение вообще отказаться.

Спасибо за пояснение.

Получается, что тот же ВВЭР-СКД судя по всему должен использовать топливо с обогащением по урану-235>5%, а в случае МОХ-топлива то и вообще на уровне 8,5-9,5% по плутонию. Хорошо ли это в практическом отношении?

Спасибо всем за ссылки и участие в обсуждении АЭС с АМБ-1, -2.

Покопавшись в теме ядерного перегрева пара и обсудив с коллегами, в том числе, имевшими непосредственные контакты с "отцами-основателями", пришел еще раз к грустному выводу, что материалов для активной зоны, надежно работающих под облучением при сверхкритических параметрах, увы, нет.

Это временное явление. Если целенаправленно решать данную задачу, материалы могут появиться.
В качестве варианта, может потребоваться разделённо-изотопный никель для сплава. Без никеля-59, на котором идёт реакция (n,p) водород которой приводит к быстрому изменению свойств материала под облучением.

А надо ли заморачиваться с этим? Какуказал один товарищ статье про быстрые реакторы - экономика сегодня на первом месте. а потом идет инженерные изыски. Сегодня требуется быть конкурентоспособным по отношению к ископаемой. а в будущем, и к ВИЭ. Так может проще остановиться на ВВЭР-Супер с переходом на горячий натрий, вместо сверхкритического?

Логично.
Учитывая сколь огромный пласт научно-технических проблем нужно решить при разработке прототипа ВВЭР-СКД и при том, что прогнозируемый эффект по топливоиспользованию, росту КВа и кпд энергоустановки не очень высок, то вопрос "а нужен ли РФ ВВЭР-СКД в принципе?" вполне актуален.

ВВЭР-Супер как бы очевидно нужен, и прийти к нему явно возможно в относительно короткие сроки и технически для нашей страны реально.
А вот с водо-водяными реакторами на сверхкритической воде все может быть очень сложно и сильно дорого, потребуются десятилетия разработок и тестов сталей разных.
И нафига тогда эти ВВЭР-СКД с их КВа под 0.80-0.85 будут нужны в 2050, если уже сейчас БНы по ряду основных параметров превосходят гипотетически перспективные расчетные модели ВВЭР-СКД?
Что такого сможет делать ВВЭР-СКД чего не делает имеющийся БН-800?
По каким параметрам ВВЭР-СКД может превзойти работающий БН-800?

Немногим ранее Вам весьма правильно ответили про экономику. Отдельный вопрос, ВИЭ - мусор, мешающий балансировать энергосистему (за исключением весьма традиционной гидроэнергетики).

Так собственно о чём я? Если новый (де-юре) куратор не сумеет изыскать средства даже на маленький опытный СКД, то и говорить не о чем. Впрочем, ему и раньше этого не удалось. Не барское это дело, панимаешь.

Прошлогодняя презентация Гидропресса.
https://www.iaea.org/NuclearPower/Downloada...016_v3_(EN).pdf

А для БН есть?

Ну так работают же?

и в чем разница в материалах, кроме религии?

только механическая нагрузка от давления?

Ну так тут - натрий, а тут - водяной пар. И да, давление.

А главный вопрос тут был выше: за что платим-то? Вот с БН хотя бы понятно: большое выгорание, большой КВ. Есть, за что платить, тем более, что и продвинулись дальше, чем с СКД.
А тут получается вложение в отдельную ветку технологий, которая даже не дублирует, а изначально, уже по задумке предлагает меньше уже достигнутого. За что воюем?

Очень правильное замечание.
По сути БНы уже давно достигли и превзошли предполагаемые параметры перспективных бумажных реакторов с СКД-теплоносителем.
Мог бы еще понять работы, которые, например, нового поколения ЯЭУ на НОУ со сверхкритическим CO2 и соответствующим высокоэффективным турбинным циклом проектировали.
Но биться в направлении создания водо-водяных реактров, где сверхкритическая вода съедает конструкционные материалы, материалы твс и оболочек твэлов и невероятно быстро может выщелачивать содержимое девфектного/поврежденнного твэла это по моему ошибочно. И при том такие реакторы некогда к самообеспечению по топливу не приблизятся к БНам или реактрам с ТЖМТ.

Ну если только государство хочет тянуть старую школу умельцев водо-водяных реакторных технологий, то тогда понятно зачем деньги на проектирование ВВЭР-СКД дают. Просто в сравнении с БНом ВВЭР-СКД, это как современная высокотемпературная газовая турбина и древний паровой котел высокого давления.
Это просто какая то инерция мышления, зная что к моменту создания прототипа ВВЭР-СКД остро будет стоять топливный вопрос, разрабатывать заведомо неэффективную, дорогостоящую, потенциально технически и эксплуатационн-опасную отживающую технологию.

Но такие реакторы можно строить на экспорт...

По СКД публикация. Традиционное уже спасибо приславшему участнику форума!

ВОДООХЛАЖДАЕМЫЙ РЕАКТОР СО СВЕРХКРИТИЧЕСКИМ
ДАВЛЕНИЕМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ: ОСОБЕННОСТИ
РЕГУЛИРОВАНИЯ, РАЗОГРЕВА И РАСХОЛАЖИВАНИЯ
© 2013 г. А.Л. Сироткина, И.И. Лощаков

http://atominfo.ru/files/atominfo/skd1.pdf

От него же.

РЕАКТОРНАЯ УСТАНОВКА ВВЭР-СКД СО СПЕКТРАЛЬНЫМ
РЕГУЛИРОВАНИЕМ И ПЕТЛЕВОЙ КОМПОНОВКОЙ
И.И.Лощаков, А.Л.Сироткина

http://atominfo.ru/files/atominfo/skd2.pdf

По СКД.

Прежде всего, думаю, не большой уже секрет, что тема про СКД обсуждается.
Наверное, уже многие видели всяческие презентации... ну, скажем так, мы видели их исходящими из АЭПовских кругов, если можно так выразиться.
Характер у них несколько алармистский, и призывают они как раз к СКД.

Удивительно (или неудивительно), что определённые параллели есть у них с недавними публичными выступлениями БИНа на различных семинарах. Он, в общем-то, тоже призывает к созданию нового ВВЭР.

На МНТК-2017 слово СКД, конечно, было сказано сразу. Вырисовываются примерно такие отношения.

Гидропресс. Аккуратно упомянули, мол, если понадобится, то можно. Это понятно, конструктору всегда интересна новая конструкторская задача.

Концерн. Во-первых, это задача после 2035 года. Во-вторых, концерну нужны, допустим, 20 блоков с СКД. Или 30. Или вообще 40. То есть, концерну как эксплуатационщикам нужен фактически серийный проект. Соответственно, и отношение такое - если сможете обеспечить массовость/серийность, то беритесь. А если нет, то зоопарк разводить нет смысла.

АЭМ (дивизион, куда входит Гидропресс). От них прозвучали самые сдержанные слова. Мол, все слышали, что сказал концерн? Им нужны десятки блоков. А СКД будет один блок. Или вообще блока не будет. А коли так, то нечего разводить антимонии и надо заниматься более практическими вещами. Например, двухпетлевым ВВЭР-1200. Или ВВЭР-1800.

Более чем логичное замечание в конце.
Только есть вопросик - что означает двухпетлевой ВВЭР, для чего он нужен?

Для экономики он нужен, чтобы сократить капитальные и эксплуатационные затраты. Например, здесь: На конференции в Подольске представлен доклад о новых проектах ВВЭР (раздел про ВВЭР-1200А) или здесь: Эволюционное и инновационное развитие реакторных установок водо-водяного типа

"- новые, более эффективные парогенераторы;
- сокращение удельной металлоёмкости'
- уменьшение диаметра ГО;
- уменьшение затрат времени и дозозатрат на контроль, обслуживание и ремонт оборудования;
- разработка типовой петли на 600 МВт(э)".

Это из вчерашней презентации Гидропресса.