Просмотрев практически все презентации перспективных проектов реакторов SMR, понял, что надо поговорить еще и о “присоединениях”. Разбираясь с одним вопросом, цепляешь какую-то мелочь и сразу вытаскиваешь наружу целый ком несоответствий. Ну вот например. Почему, интегральный (моноблочный) дизайн существенно снижает возможность образования течи? Кто это сказал и как он это подсчитал? Да и можно ли говорить о том, что в реакторе такого типа полностью исключены подключения к системам? Что, нет ни одного патрубка? Есть, и довольно много.

Посмотрим, что должно быть у реально существующего или перспективного реактора и какие должны быть диаметры трубопроводов подключений.

  1. Реактор необходимо заполнять. А значит, надо подать в корпус воду, и по возможности в достаточном объеме и быстро. Быстро, потому, что этот же патрубок используется для подпитки и аварийной подачи воды при образовании течи. Такие трубопроводы, как правило подают воду в пространство над АЗ. Поскольку подача холодной воды под АЗ может поменять реактивность.
  2. Реактор необходимо периодически дренировать. Как минимум при перегрузках. И дренирование обычно осуществляется с дна. Диаметр этой трубы, как правило, не очень большой, около 1″. Но, тем не менее, подключение имеется.
  3. Система очистки и (иногда) система длительного расхолаживания. Вода из реактора охлаждается на теплообменнике-рекуператоре и пройдя ионо-обменный фильтр 1К (ИОФ-1) возвращается в контур. Операция эпизодическая и зависит от состояния АЗ. Но имеет место. Без использования теплообменника-рекуператора, эта система может исполнять функцию системы длительного расхолаживания. Как правило, система подключена к тому же патрубку, что и система подпитки.
  4. Система подачи газа высокого или среднего давления. Этот же трубопровод используется при воздухоудалениях, при первичном заполнении и расположен в максимально возможной верхней точке крышки/корпуса. Диаметр не очень большой примерно 1″.
  5. 4 (или 2) трубопровода подачи питательной воды. Количество зависит от количества секций парогенератора. Диаметры примерно 4…5″. И соответственно 4 (или 2) паропровода отвода перегретого пара. Эти диаметры довольно значительны и составляют примерно 8…10″.
Таковы стандартные подключения к “бочке”. Выше не упомянуты подключения уровнемеров, термопар, прочих датчиков. Давление в контуре обычно измеряется датчиками установленными на трубопроводах подключенных систем, до запорной (отсечной) арматуры. Остальные датчики обычно имеют собственные места подключений.
Теперь несколько слов об “экзотике”. Правда в США, эти подключения не считаются экзотическими. Это дополнительные т.н. “вентиляционные предохранительные клапана”. Их как минимум 2, независимых, и включаются они в работу, если происходит несанкционированное повышение давления в контуре. В основном, после сброса АЗ и при активном кипении ТН-1 в отсутствие отвода тепла от АЗ реактора. Диаметр таких патрубков достаточно велик и составляет 3…4″.
В принципе, это практически полный перечень и для расчетов вероятности появления течей можно его использовать. Если бы не одно но… Есть такая схема придуманная для отвода тепла от реактора, через стенку контейнмента. Называется CHRS.
Ну а дальше, самое интересное. Как и в России, отсечение первого контура осуществляется 2-мя клапанами.  По факту, похоже все-таки предполагается 2 рециркуляционных патрубка по 4…5″ каждый. То есть, 4 “дырки”, не считая 2-х аварийных линий с предохранительными клапанами.
Теперь найти бы программу и посчитать, вероятность течей и отказов этих клапанов, интенсивность течей, а также, возможность ЕЦ в разомкнутом контуре CHRS, ну и возможность циркуляции при отказе одной линии. Ну оч-чень интересно.

 

(For additional information: www.NuScalePower.com and presentations) 

 

Tagged with:  

Казахстан был готов и построить, и эксплуатировать атомную станцию. На словах…

Не обсуждая политику, говорим о технических аспектах проекта. Исходя из технических требований энергосистемы страны, строительство АЭС большой мощности в 1000 мегаватт невозможно. Так как при перезагрузке топлива в атомный реактор пришлось бы резервировать мощность данной станции в 1000 мегаватт из источника, который расположен на удаленном расстоянии. А при протяженных энергосетях это экономически нецелесообразно – велики потери. Также стабильность энергосистемы требует, чтобы источники энергии были более-менее равномерно распределены по территории страны.

То есть, для Казахстана экономически выгоднее не один источник в 1000 мегаватт, а три – по 300 мегаватт. При остановке одного для перезагрузки, работают два остальных. Так обеспечивается бесперебойное энергоснабжение.

При анализе мирового рынка реакторов выяснилось, что промышленного варианта станций на 300 мегаватт еще нет. Такие реакторы относятся к классу реакторов малой и средней мощности. Зарубежные компании, такие, как «Westinghouse», «Areva», «General Eleсtric» производят реакторы мощностью от 1000 МВт(Э). На сегодняшний день ниша реакторов малой и средней мощности пустует.

Поэтому, было принято решение разработать совместно с Россией реактор средней мощности, на базе отработанной корабельной паропроизводящей установки блочного типа. С этой целью в рамках «Комплексной программы Российско-Казахстанского сотрудничества в области использования атомной энергии в мирных целях» 30 октября 2006 года создано акционерное общество «Казахстанско-Российская компания «Атомные станции» для разработки, строительства и продвижения на мировые рынки атомного реактора с энергоблоками нового типа. АО создано на паритетной основе при участии Казатомпрома и Атомстройэкспорта.

Атомная станция нового поколения 3+ на базе реакторной установки средней мощности Водяного блочного энергетического реактора электрической мощностью 300 МВТ (ВБЭР-300). АЭС – сложный комплекс технических сооружений, предназначенных для выработки электрической энергии путем использования энергии, выделяемой при контролируемой ядерной реакции.

Проект реактора ВБЭР-300 разработан российским конструкторским бюро имени Африкантова на основе апробированных и зарекомендовавших себя реакторах, успешно эксплуатирующихся в России на атомных подводных лодках и ледоколах. Конструкция данного реактора имеет более 6000 реакторо-лет безаварийной работы. Данный реактор имеет международный класс безопасности «3+», самый высокий в мире.

Достижение высокого уровня безопасности данного реактора обеспечивается за счет:

  • использования сбалансированных активных и пассивных систем;
  • наличия свойств внутренней самозащищенности;
  • использования принципа многоуровневой защиты;
  • устойчивости к экстремальным внешним и внутренним воздействиям.

Использование реактора ВБЭР-300 делает работу АЭС экономичной и безопасной. Бомбовый удар, падение самолета, захват станции террористами и любая другая причина, угрожающая нормальной работе АЭС, мгновенно приводит в действие пассивные системы безопасности станции. Реактор моментально самозаглушается и прекращает свою работу переходя в режим длительного расхолаживания.

(По материалам сайта КазАтомПром)

 

Замечания: 

  1. На рисунках в презентации, показан блок похожий на реактор типа ВМ-5, но с некоторыми отличиями. Похоже, что реакторный блок имеет 4 насоса работающих каждый на свой ПГ, а не на общую гидрокамеру (что требует уточнения). Эта схема применялась на корабельных установках второго поколения, а не третьего. Однако, это не делает систему менее надежной, а лишь ограничивает в части возможностей эксплуатации. Вывод этот не окончательный, так как надо бы познакомиться с системой поближе.
  2. В реакторе же ВМ-5 один насос работает на 2 ПГ и оба насоса работают на общую гидрокамеру, то есть при выходе из строя одного насоса, второй обеспечивает циркуляцию теплоносителя по контуру. Кроме того, в презентации есть немного некорректный, но в целом вполне резонный отсыл к реакторам ПЛА “Курск”. 
  3. Прямоточные ПГ существенно повышают эффективность и упрощают управление ППУ. Отработанные схемы и алгоритмы надежны и резонны для применения на стационарных объектах. Кроме того, работа на режимах постоянной мощности только продлит срок службы АЗ и увеличит выгорание.  
  4. Применение для систем безопасности отработанных и хорошо зарекомендовавших себя корабельных систем аварийной безопасности, также серьезно повышает надежность вывода ППУ в аварийных режимах. 
  5. Самым “узким”, с точки зрения экономики, по видимому является конструкция АЗ. Однако точно сказать нельзя, применены ли ТВЭЛы в конфигурации для зон ВМФ, даже при низком обогащении, или же применены сборки из стандартных ТВЭЛов, используемых в гражданской Атомной энергетике.   
  6. АЭС не подземного размещения, что странно. На мой взгляд, как раз подземное размещение небольших реакторов делает АЭС существенно безопаснее.  

 

Tagged with:  
Продолжим первичное сравнение установок и принципиальных схем существующих АЭУ Американского и Советского/Российского флотов.
 

4.  Автономный турбогенератор. Эта штукенция распространена давно и довольно широко. Собственно, автономным его называют из-за наличия собственной турбины, с отдельной системой регулирования. Ничего впечатляющего и нового нет. Традиционное решение. Основное отличие от установок ОК-650, это наличие на последних навешенного питательного насоса. Более современные АТГ, кроме прочего имеют систему регулирования частоты вращения НПН, через гидромуфту, заполнение которой позволяет увеличивать или снижать частоту вращение НПН и соответственно напор и подачу насоса. Часто такие насосы выполняются с промежуточным отбором после 2-1 или 3-й ступенью, для использования воды в системах регулирования и системе охлаждения третьего контура.

1 – турбина ТГ, 2 – электрогенератор, 3 – навешенный питательный насос, 4 – водяной подшипник турбины (передний), 5 – гидромуфта, 6 – трубопровод подачи воды от конденсатного насоса, 7 – опорно-упорный подшипник НПН, 8 – клапан подачи воды от системы РВР, 9 – патрубок отбора НПН, 10 – напорный патрубок НПН, 11 – опорный подшипник НПН, 12 – , 13 – блок масляного регулирования, 14 – ,15 – масляный подшипник турбина (задний), 16 – масляный подшипник генератора (передний), 17 – масляный подшипник генератора (задний), 18 – сигнализатор остановки, 19 – датчик частоты вращения, 20 – клапан подачи воды охлаждения от СОГ.

Использование питательного насоса навешенного на привод ТГ, исключает из схемы минимум два электродвигателя большой мощности с соответствующей системой регулирования, питанием и пр.

5.  ГТЗА и электромотор постоянного тока на гребном валу (вероятнее всего, для работы установки в режиме малошумного хода). Такое решение у нас уже не применяется. Но вопрос электродвижения из рассматриваемых вариантов не удален.
6.  Два раздельных конденсатора (что в общем-то странно). Тенденции к уменьшению количества отверстий в прочном корпусе и объединении всех теплообменников, потребляющих забортную воду в единую схему/систему, это современные воззрения на конструкцию ГК для АЭУ.
7.  Циркнасосы на контуре забортной воды, т.н. ГЦЭНы. Этот вариант также уже не применяется. конденсаторы современных ПЛА охлаждаются в режиме самопротока.
8.  Электрическая система с обратимым преобразователем (мотор-генератор).
9.  Аккумуляторная батарея.

 

Оба эти пункта ничем особым не отличаются. В Советском флоте использовались ОП для двустороннего преобразования постоянного тока в переменный 50 гц и мотор генераторы типа “Дельфин” для преобразования постоянного тока в переменный 400 гц.

 

 

Tagged with:  

О выборе принципиальной схемы и об основных агрегатах корабельной установки.

Первоначальная задача стояла поглядеть, в первом приближении, из каких основных компонентов состоит АЭУ современного корабля. Правда, корабли этого типа уже довольно долго находятся в эксплуатации, но воззрения, за это время поменялись незначительно. Значительно поменялись технологии.

Итак, мы имеем по схеме (см. пост 7.2):

  1. Насос 1К. Это значит, что установка как минимум имела принудительную циркуляцию и видимо на повышенных режимах мощности.
  2. Система КД паровая с электроподогревом.
  3. Парогенератор МПЦ.

1. Сравним с установкой используемой на Советской/Российской ПЛА “симметричного ответа”. На современной установке типа KO-650 с реактором ВМ-5, установлены 2 двухскоростных ЦНПК. Они позволяют обеспечивать 4 основных “ступенчатых” мощностных режима для реактора:

  • оба насоса на высокой скорости
  • один насос на высокой скорости
  • оба насоса на низкой скорости
  • один насос на низкой скорости.

Кроме того, установка обеспечивает возможность работы на ЕЦ, в диапазоне мощности до 25%. То есть в режимах малошумного хода. В отличие от Американских, на Советских ПЛА обычно устанавливались 2 ГЭУ. Проблема надежности оборудования существовала в разных аспектах. Хотя, следует признать, что если эксплуатация организована правильно, аварии и отказы случались довольно редко. Но, тем не менее, мы говорим здесь о концепциях. Надежность, одна из причин наличия 2-х насосов на реакторе ВМ-5.

Кроме того, 20-30 лет назад, проблема использования частотного регулирования (изменение скорости вращения путем изменения частоты питающего тока) еще не была решена. А значит, применение 2-х скоростей на ЦНПК оправдано. То есть, скорее всего, Американцы применяли насос для ухода от проблем нестабильностей возникающих в первом контуре и, что целесообразно, на повышенных мощностях. Советские специалисты применяли 2 насоса скорее для обеспечения надежности, да и проблема ЕЦ еще не была детально изучена. С проведением испытаний на стенде КВ-1, стало понятно, что обеспечить надежное управление реактором во всем диапазоне мощностей возможно. Появились новые материалы и конструкции АЗ, новые конструкции ПГ. Был сделан следующий шаг.

2. Паровая система компенсации объема и давления. Довольно ретроградное решение. Оно частично оправдано при применении неинтегральной, а блочной схемы. Но, при наличии в реакторе источника тепла огромной мощности, зачем туда засовывать электрические подогреватели? Отверстия, провода, надежность? Смысл какой? На мой взгляд, система КОД с ГВД работает вполне себе нормально и надежно. Хотя если сравнивать массо-габаритные показатели, разветвленность трубопроводов, сравнение не в пользу ГВД. Можно привести много за и против обоих решений.

3. Парогенератор с многократно-принудительной циркуляцией. Это ретро из паро-котельных установок? Да, качество пара выше, работа турбины получше. Особенно если учесть варианты с экспериментами по применению на кораблях флота США турбин, скажем прямо огромных размеров. По известным данным, для того, чтобы понизить шум ГТЗА, на ПЛА “Нарвал” была применена однокорпусная турбина длиной 9 метров и диаметром более 3.5 метров. Это огромные размеры для ПЛ.

Действительно, степень сухости пара в установках с МПЦ выше. В них также применяются иные законы регулирования. По моему мнению, прямоточный (once-through) ПГ куда более технологичен и удобен. Надо признать, что в прошлом технологические проблемы были серьезным препятствием к использованию, но сегодня эти проблемы практически решены. А прямотрубные, кассетные ПГ или ПГ с цилиндрической навивкой высокоэффективны и успешно эксплуатируются на ПЛА и НК, в том числе и в АтомФлоте.

На фото момент исполнения операции №2. Замена парогенератора в аппаратной выгородке, на одной из установок атомного ледокола.

(Продолжение в сообщении 10.3)

 

Tagged with: