При подготовке лекций для студентов по широкому кругу тематики ядерной физики,
случается встречать в литературных источниках не очевидные тезисы и цифры из смежных областей знания.
Ветка посвящена выяснению правдоподобности сведений из монографий, отчётов, журнальных публикаций и материалов конференций.

Источник 1987 года, цитирую:

Задача обеспечения прироста производства электроэнергии в европейской части СССР в основном за счёт атомных и гидроэлектростанций была поставлена уже на 11-ю пятилетку."Основными направлениями экономического и социального развития СССР на 1986 - 1990 годы и на период до 2000 года" намечено увеличить выработку электроэнергии на атомных электростанциях не менее чем в 5 - 7 раз.

Домысливаем:
едва пришедший к власти Горбачёв принял решение тратить на мирные АЭС (в первые десятилетия в основном легководные) все 25000 тонн ежегодно добываемого в СССР природного урана, ранее использовавшиеся на военную программу. Мотивация к этому была: пропускная способность железных дорог для подвозки угля в 1980-е была исчерпана в центральной части страны, уже построенными ТЭС. На 1987 год мощность АЭС СССР составляла около 35 ГВт, "в 5 - 7 раз" значит 175 - 245 ГВт, по 600 - 900 Вт(эл) установленной мощности АЭС на 1 жителя, вдвое больше чем в США достигнуто. В те же годы "Атоммаш" построен, в отличие от "Ижорских Заводов" способный выпускать несколько корпусных комплектов ВВЭР в год.

Интересует оценка достоверности цитаты.

Цитата:
"Расход воды, циркулирующей в первом контуре ВВЭР-1000, составляет 80000 м3/час, расход в системе технического водоснабжения 200000 м3/час. Для сравнения укажем, что средний расход воды реки Днепр у г. Смоленска равен 360000 м3/час. Площадь поверхности конструкционных материалов, находящихся в контакте с теплоносителем в одном блоке с РБМК-1000, достигает 0,18 квадратного километра.
Движение таких больших потоков воды по многочисленным, в основном замкнутым контурам со сравнительно большими скоростями осуществляется с помощью насосного оборудования, установленная мощность которого достигает 12% мощности энергоблока. В энергоблоке с реактором РБМК-1000 установлено 480 единиц насосного оборудования 111 типоразмеров."

Рабочее давление РБМК-1000 составляет 70 атмосфер. Реактор комплектуется двумя турбоустановками с конденсационными турбинами влажного пара К-500-65/3000 и генераторами ТВВ-500-2 с частотой вращения 3000 об/мин. Начальное давление и температура пара на входе в ЦВД составляет соответственно 6,46 МПа и 280,4 цельсия. Максимальный расход пара 2914 тонн в час, средний диаметр последней ступени 2,35 метра, общая масса турбины 1517 тонн, полная длина без генератора 40 метров, с генератором 56 метров.

На вход реактора ВВЭР-1000 вода подаётся при температуре 289 цельсия. В реакторе вода повышается на 33 цельсия, т.е. температура воды на выходе из реактора и соответственно на входе в парогенераторы составляет 322 цельсия при давлении 160 атмосфер. В энергоблоках ВВЭР-1000 используются четыре горизонтальных парогенератора ПГВ-1000, паропроизводительность каждого 1469 тонн в час. ..трубные пучки из горизонтальных коррозионно-стойких труб 12х1,2 мм. Площадь теплопередающей поверхности трубного пучка 5040 м2, скорость теплоносителя в трубах 4,9 м/c, число труб 15648, их общая длина 133760 метров, масса 43 тонны. Длина корпуса 13,84 метра, внутренний диаметр 4,0 метра, толщина стенки в средней части 145 мм, масса парогенератора 264 тонны (габариты предельно допустимые к транспортировке по железной дороге). Стоимость парогенераторов достигает 10% общей стоимости оборудования АЭС.

.. Компенсация осществляется паровой подушкой, которая создаётся за счёт нагрева воды в компенсаторе блоками электронагревателей, расположенных в нижней части корпуса.. используются в первом контуре в режиме разогрева. Общая мощность электронагревателей 2520 кВт.
На 5 блоке НВАЭС с реактором ВВЭР-1000 установлены две тихоходные (частота вращения 1500 об/мин, 25 Гц) турбины К-500-60/1500 работающие на насыщенном паре с начальными параметрами 5,9 МПа и 274 цельсия.
.. расход пара на турбину 3190 тонн в час, длина лопаток и наружный диаметр последних ступеней ЦНД 1450 мм и 5,6 метра соответственно. Масса ротора ЦНД 156 тонн, масса турбины 1400 тонн, длина 24,8 метра, общая длина с генератором 43,8 метра.

Получается, РБМК-1000 при давлении 70 атмосфер имеет более высокие параметры пара на турбине, чем ВВЭР-1000 при 160 атмосферах, и не требуется парогенератор добавляющий в цену АЭС 10% стоимости. За счёт подачи радиоактивного пара первого контура на турбину;

Вопрос: все ли цифры верны?

Судя по всему, очевидный бред.
За пять лет 1986 - 1990 гг даже при советских возможностях с большим трудом могли бы увеличить долю "атомного электричества" в СССР в 1.5-1.7 раза.
Но уж не как не в разы.

Полагаю, надо определится, что Вы описываете. Прошлое или настоящее, НВ АЭС блок №5 или серийные В-320?

Попробую для серийных блоков прямо в тексте поправить.


В основном, по реактору данные приведены для старого топлива и 3-х годичной кампании (немного занизил, возможно). Циркуляция 21200⁺¹⁰⁰⁰_-1200 м3 на один ГЦН-195. Если по НВАЭС-5, то там, по-моему давно ПГВ-1000М, да и активная зона там своеобразная, как и реактор. Тогда надо отдельно описывать проект В-187 и все произошедшие изменения. Значения для номинального режима, все 4 петли в работе, доработки до 104%, 107% и.т.п. не учитывал.

P.S. Убрал лишнее; по количеству ТОТ ПГ у Вас похоже на проекты ПГВ-1500/1600.

Раньше в каждом магазине была эта книжечка, а теперь вишь ты - раритет...

Поиск по Яндексу даёт несколько ссылок на текст документа. Скачал по одной из ссылок. Указано, что это проект документа. Но проект изданный (для обсуждения), Москва, изд. "Правда", 1985.

На стр.15 в шестом абзаце сверху присутствует именно такое предложение: "...увеличить выработку электроэнергии на атомных электростанциях не менее чем в 5-7 раз".

Не думаю, что в окончательной редакции документа что-то изменилось.

ну не планов было громадьё. И уже землю кое-где копнули. Баширская, Татарская, Харьковская, Костромская с монстром РБМКП-2400....

Обогащённый уран используется как основное горючее в ториевых реакторах-конвертерах, производящих делящийся U233. Атомная станция "Индиан Пойнт", расположенная недалеко от Нью-Йорка, реактор которой охлаждается водой под давлением (мощностью 255 МВт, включая 104 МВт от обычного перегревателя) работает на горючем, представляющем собой таблетки из однородной смеси высокоплотных ThO2 и UO2.

Первоначальная загрузка реактора составляет 19200 килограмм двуокиси тория и 1080 килограмм двуокиси урана (обогащение 93,5%). В процессе эксплуатации реактора в течение 600 суток в активной зоне сгорает 64 килограмма U233. Остается 150 килограмм U233, 15 кг Pa233, 632 кг двуокиси U235 и 18920 двуокиси тория.

Типичный изотопный состав урана из такого ториевого реактора размножителя:
U233 = 40%
U234 = 7%
U235 = 33%
U236 = 20%

Интересует оценка достоверности цифр.

Вспомним про замороженные после украинского феерверка 86 года 117 ГВт в разной степени готовности.
В 2000 г. должен был перейти рубеж выработки в 1 трлн.кВт.ч на АЭС при общей в районе 2,8-3 трлн.кВт.ч.

Интересует правдоподобность цифр, относящихся к разделению изотопов урана газодиффузионным методом.
На примере завода фирмы "Евродиф" в Трикастене (Франция) около Пьерлатта:

* производительность 10,8 миллионов кг ЕРР в год;
* обеспечивает (обогащение 3% при хвостах 0,2%) топливом до 75 ГВт(эл) легководных реакторов;
* число ступеней 1400;
* годы ввода очередей 1975-1982;
* установленная мощность электродвигателей 3300 МВт, потребляемая 3100 МВт;
* площадь контактирующих с гексафторидом урана поверхностей 40.000 м2;
* при переводе на обогащение урана 90% обеспечивает производство 1000 ядерных зарядов в год;
* для снабжения завода электроэнергией, рядом с ним сооружена АЭС мощностью 3720 МВт (четыре PWR по 930 МВт), к заводу подведены ЛЭП 220 и 420 кВ;
* площадь завода 2,3 кв.км, АЭС ещё 0,5 кв.км, итого 2,8 квадратных километра;
* на 1 кг ЕРР потребляется 2370 кВт*часов;
* период установления равновесного режима 25 суток при обогащении 3% и отвале 0,2%;
* коэффициенты разделения ступени: теоретический 1,00429 и фактически достигнутый 1,0018;
* максимальная разделительная работа одной ступени 10800 кг ЕРР в год.

Имеется в виду завод "Georges Besse-I", или GB-I. Завод описан, в частности, в "Бюллетене НОЦ" №4, выпускавшемся при поддержке Техснаба (к сожалению, по ссылке в новости номера уже нет).


"В последние годы объем выработки составляет 10,4–10,8 млн ЕРР в год".


"Электрическая мощность, потребляемая заводом, составляет свыше 2600 МВтэл".


"GB-I открыт в 1979 г."



"В настоящий момент услуги по обогащению поставляются примерно 40 энергетическим компаниям, которым принадлежит около 100 ядерных реакторов по всему миру".



"требуется полная выработка трех из четырех существующих блоков АЭС, расположенной в непосредственной близости от завода"

Далее по базе PRIS находится, что блоки "Трикастен" по 915 МВт. Перемножаем-получаем, но не забываем, что нужны только три блока из четырёх.



Это теперь рассчитывается, зная производительность и потребление.

Резюме по данным общего характера. В принципе, довольно точно, особенно если учесть, что обогащение относится к мобпотенциалу, и данные по нему всегда приводятся только приблизительные.

Видимо, ключевая фраза здесь "и на период до 2000 года", т.е. речь шла о периоде 15 лет, а 3*1,7 = 5,1.