С чего начинать проект?
Множество различных дискуссий происходит по поводу использования ЕЦ при организации циркуляции по первому контуру. Даже специальные конференции под эгидой МАГАТЭ проводят. Использование ЕЦ объективно преимущество, особенно в ВВР. Даже если говорить только и исключительно об этом аспекте конструкции, то и тут есть где поломать копья. Бесспорно, что в аварийных режимах ЕЦ огромный плюс, но при обычной эксплуатации, при переходных режимах, при вводе/выводе существуют ли какие-либо особенности и специфика? Порассуждаем немного и слегка примитивненько:
- Как минимум, для обеспечения ЕЦ должен быть правильно спроектирован контур. То есть: должны быть исключены участки, опускные, для горячего ТН-1 и подъемные, для холодного, правильно выбрать тип ПГ (МПЦ или прямоточный), минимизировать гидравлическое сопротивление в подъемном и опускном участках, минимум изменений проходного сечения, качество поверхностей материалов реактора (конструкций). То есть, оставив (на потом) межфазовое трение, на первой стадии проекта надо обеспечить конфигурацию/геометрию контура, минимизировать тепотери, которые возможно минимизировать. На самом деле, самое трудное, геометрия. Если спроектировать замкнутый контур с минимумом горизонтальных участков не проблема, то наличие различных конструктивных элементов в реакторе может серьезно повлиять на проходимость контура.
- Движущий напор ЕЦ обеспечивается за счет 2-х компонентов, разницы плотностей и разницы высот. А это значит, надо обеспечить оба эти компонента. При этом, первый, связан исключительно с теплофизическими параметрами системы и мощностью на которой работает реактор (помним о всех уровнях мощности), а вот второй, связан с габаритами корпуса реактора и … сюрприз, геометрией контура, о которой уже упоминалось выше.
- Должен ли быть реактор с подкипанием ТН-1 в зоне? Температура на выходе должна быть на линии насыщения или давление должно “задавить” кипение? Отсыл к пункту 2. Если плотность на выходе из АЗ зависит и от наличия паровой фазы, движущий напор ЕЦ возрастает существенно. Это плюс. Уровень подкипания, паровая составляющая на выходе ТН-1 из АЗ можжет составлять до 8-10% объема. Выше? Спорный вопрос, требуется все посчитать. Все зависит и от геометрии контура и от иных компонентов системы 1К. Наличие пара в АЗ, это минус. Вытесняется замедлитель из зоны. Противоречие. Получается, что для кипящих реакторов паровая составляющая коэффициента реактивности вроде бы должна быть положительной?
- Как меняется фазовое состояние ТН-1 в подъемной шахте? Ведь разница высот и давлений может быть существенной. Вспомним закон о гидростатическом давлении. Если высота корпуса реактора 12-14 метров, то соответствующее произведение высоты столба жидкости на плотность и ускорение свободного падения, даст некое превышение статического давления на выходе, и при подъеме парового пузыря вверх, он может расти. Объем пара в подъемном участке может увеличиваться. Это особенно важно (или не важно?) для первоначальных моментов пуска. Может происходить “запаривание” подъемной трубы.
- Каким должно быть давление в контуре? Постоянным или плавающим/меняющимся? Обычная, корабельная установка с ВВРД и принудительной циркуляцией, работает при постоянном давлении в реакторе. Как правило, это примерно 160 Ати. Как определяется эта величина? Довольно просто…
- Какой же должен быть закон управления реактором/мощностью при 100% ЕЦ (PTL plot)? По средней температуре в АЗ или по температуре на выходе? Или же какому-то иному параметру? Скорее, по температуре на выходе, но это при меняющемся давлении в контуре. Вот тут ниже, представлена картинка PTL для MASLWR. Параметры спорные, но для объяснения подойдет вполне. На полной мощности это примерно выглядит так:
- Перепад/подогрев на зоне 50 градусов
- Запас до кипения, при постоянном давлении, 14 градусов
- Средняя температура в зоне 245 градусов
- Температура пара на выходе из ПГ примерно 260…265 градусов
- Температура кипения в ПГ, около 200 градусов
Не мало? Можно подкинуть еще кое-что для затравки.
Ну к примеру:
Как регулировать уровень ТН-1 в реакторе со 100% ЕЦ и особенно в реакторе с подкипанием? Есть в таком реакторе свободная поверхность? При каких условиях контур может быть разомкнут? Как учитывать паровую составляющую в объеме ТН-1 (см. предыдущие посты по теме 20.1 и ранее 6.5.3), если она значительна? А что произойдет, если при сбросе мощности, особенно в переходные периоды, пузыри схлопнутся или наоборот, резко поднимется уровень при наборе мощности? А как насчет нестабильностей при переходных режимах? А пульсации межканальные и/или контурные? Как тогда будет изменятся уровень ТН-1?
Ну а на закуску, надо еще подумать о:
- Каковы будут управление и алгоритмы реактором и всей установкой?
- От чего зависит их проектирование и что учитывается при этом?
- Требуется ли профилирование АЗ, физическое и гидравлическое?
Все еще думаем о преимуществе “стандартных” тепловых/топливных сборок 17 х 17? Ну-ну… думайте.
(продолжение следует)
Бывает, что люди говорят на одном языке, об одном предмете, даже одними словами, но говорят о разном. Сегодня все “специалисты по безопасности” ядерно/атОмных установок, как с ума посходили. Тема безопасности распухает как на дрожжах. И зачастую, не обоснованно. Что такого особо нового появилось в концепции атомной безопасности за последние 20 лет? Переходы с аналоговых на цифровые системы, создание интегрированных систем безопасности, кибербезопасность. Что еще можно приплести для освоения бюджетов?
Чем система безопасности 20-ти летней давности в действительности отличается от современной? Концептуально чем? Насколько безопаснее реакторы стали теперь, чем были 20 лет назад? Что такого исключительного придумали многочисленные “специалисты” с большими зарплатами?
Все аварии последних лет и все аварийные ситуации связаны скорее с недостатками конструкций и человеческим фактором, а уж точно не с недостатками концепции безопасности. Недоработки конструкции? Этот недостаток практически ликвидирован, разве что у совсем “пожилых” систем они еще остались. Там, где либо пожалели денег на реконструкцию, либо недодумали, либо понадеялись на всемогущий PRA псевдо-анализ. Как, к примеру в далекой Японской Фукушиме.
- Замена систем управления с аналоговых на цифровые повысила надежность. Бесспорно? Скорее спорно. Но какова надежность самих систем? Кто-то припомнит хоть один случай серьезной аварии из-за системы управления кроме ТМА?
- Надежность, часть безопасности. Не бесспорно. С оговорками. Надежность чего именно?
- Надежность эксплуатации и надежность в части безопасности разные вещи? Разумеется разные.
(рассмотрение будет продолжено)
Придется вернуться к этому вопросу еще раз. В полемическом задоре, высказал я мнение, что системы безопасности конечно важны, но о чем мы говорим, если после сброса а/з или при штатном выводе, первый контур (1К) разомкнется? Как будет осуществляться циркуляция по контуру и отвод тепла от зоны в этом случае? Замечание об этом я делал выше, в других постах посвященных NuScale. Аргумент о том, что все правильно рассчитано, здесь не работает. Рассчитано то, что задали, а не то, что надо считать. Для пояснения проблемки, разберем разные случаи. При этом, этого недостатка лишен реактор КТМ, есть простое и вполне себе нормальное техническое решение. Но судя по имеющимся данным, такого решения для NuScale нет. Или оно старательно скрывается. По косвенным признакам: конструкции ПГ, размещению ПГ, конструкции тяговой шахты, подходу к компановке, вопросов возникает много. А значит и возникают вопросы к управлению установкой, к алгоритмам управления реактором.
Если у дизайнеров зоны, есть полная уверенность в топливе, в том, что оно успешно выдержит серьезные перегревы, то оболочка ТВЭЛов, все равно имеет конечный предел прочности. Да и “фишка” проекта в стандартности топливной композиции и дизайне кассет. Честно говоря, ничего смешнее не видел. Поэтому подход к проектированию назовем как “сомнительно верный”.
Вариант 1. Разогрев с разомкнутым контуром:
Корпус реактора заполнен примерно на 50%. Давление в контуре около 10 атм. Как происходит разогрев при таких н.у. в реакторе типа NuScale? Честно скажем, не знаем. Не знаем потому, что непонятна до конца конструкция таговой шахты. Если она такая же как у прототипа MASLWR, то скажем прямо, никак не происходит. В свое время, стоило серьезных усилий объяснить им, что разогревать так как они хотят невозможно. Поэтому отложим этот вариант “на потом”, на то время, когда предоставят больше детальной информации и прекратят надувать щеки.
Строго говоря, из такого состояния есть два способа разогрева. Первый, примерно со скоростью до 100 град/час. Второй ускоренный, со скоростью до 250 град/час и выше. В реальности максимум скорости более указанной обеспечить не удается не по причинам связанным с разогревом реактора, а по причинам больше связанным с разогревом ПТУ и вводом в работу оборудования установки.
Вариант 2. Разогрев с замкнутым контуром:
В этом варианте разогрева контур циркуляции замкнут и реактор заполнен на 100%. Давление в контуре на минимальном расчетном уровне. В корпусе реактора такого типа и размеров находится примерно 20 куб.м теплоносителя 1К. Подогрев такого количества воды, например от температуры 50 град. С. До 300 град С и при давлении указываемом в документах NuScale, вызовет изменение его объема.
Это абсолютно очевидный факт. Объем КОД в верхней части корпуса может занимать 2-3 куб.м. Но при соответствующем разогреве, объем теплоносителя вырастет примерно на 30%. А значит, излишний теплоноситель из корпуса, а это около 6 куб.м горячей воды, надо куда-то удалить. Разумеется, что удалять его надо постепенно, в процессе разогрева. И значит, надо иметь для этого специальную емкость. В принципе удаление можно производить в цистерну подпитки 1К, где находится вода соответствующего качества. Но надо помнить, что это вода, которая уже была в контуре. И в определенных условиях она может содержать р/а примеси. Например во второй половине кампании.
Кроме всего прочего, надо помнить о поддержании определенного уровня давления в контуре, иначе контур либо слишком “мягкий”, либо слишком “жесткий/упругий” и поведение его при маневрах мощностью и в переходных периодах может быть неустойчиво. То есть, по окончанию разогрева по второму варианту, сдренировав из контура некоторый объем теплоносителя, мы имеем полностью разогретый реактор, с поддерживающимся уровнем, с стабилизированным давлением в контуре, с соответствующими нейтронно-физическими параметрами АЗ. Кстати, это очень важно, но здесь мы об этом не рассуждаем.
Вариант 3. Аварийная остановка реактора. Сброс а/з:
В этом случае, NuScale приводит в презентации график снижения уровня теплоносителя в корпусе, в соответствии с которым, уровень упадет ниже кромки перелива уже в первые 100 секунд. Для компенсации такого снижения уровня в корпус необходимо подавать ровно тот же объемы воды из системы подпитки, который был из контура удален при разогреве. При противодавлении в 100 атм, это довольно затруднительно. Хотя технически и возможно.
Например, при помощи насоса подпитки или гидроаккумулятора с ГВД под давлением скажем 200 атм. Но насос с подачей такого объема мгновенно справится вряд ли, а наличие гидроаккумулятора требует не только отдельной системы, но и целого комплекса инженерных решений. Да и проходное сечение соответствующего патрубка(ов) также имеет конечный размер. Об этом ни в одной презентации NuScale не упоминается. Более того, потеря уровня и размыкание контура преподносится едва ли не как достижение. Хотя, позволю себе усомниться в некоторых предсказаниях, но если в АЗ есть некоторое подкипание, то при прекращении тепловыделения, паровых пузырей в контуре не будет и уровень снизится не только из-за понижения температуры, которое кстати не такое быстрое (в конструкциях саккумулировано большое количество тепла, теплоноситель прогрет), а скорее именно из-за этого.
Если опустить детальный разбор переходного режима в системе ПГ, то предположив, что ПГ все это время продолжает активно отводить тепло от контура, то при расходе по контуру примерно 400 л/сек (?), весь ТН-1 остынет до температуры близкой к температуре ПВ примерно за 70-80 сек.
Параметры в контуре будут какие-то такие, как указано на картинке. См. схему ниже.
Вариант 4. Расхолаживание:
Соответственно при остывании ТН-1 уменьшится его объем в корпусе реактора, увеличится плотность. Снизится уровень, а значит, контур неминуемо разомкнется. правда, к этому моменту пик остаточных тепловыделений (ОТВ) уже будет снят и основная задача будет состоять в том, чтоб не допустить перегрева АЗ. Надежный канал теплоотвода предлагается специалистами NuScale через кипение ТН-1 в зоне? Не убежден.
Параметры можно и уточнить, кому будет интересно рассчитайте. А уж потом, подискутируем.
(анализ в работе)
В 10.1. представлен сводный перечень, среди которых имеем три проекта легководных реакторов со 100% ЕЦ и примерно одинаковой мощности и примерно одинакового конструктивного решения, в основу которого положена интегральная/моноблочная схема:
- SMR NuScale, мощностью 150…160 MWth/45 MWe. Активная часть АЗ = 1800 mm. Квадратная решетка из 32 ТВС, 17х17 (264) ТВЭЛов диаметром 9.5 mm, топливо 9.19 mm, зазор … Объем топливной композиции в ТВЭЛе = 11.94 см3.
- Типа КТМ, мощностью (?) 150 MWth/7(+30) MWe. Гексагональная = … ТВС, … ТВЭЛов, описанным диаметром 7 mm, топливо …, зазор …
- CAREM, мощностью 100 MWth/27 MWe. Гексагональная решетка 61 ТВС, 127 ТВЭЛов (?) диаметром 9 mm, топливо 7.6 mm, зазор 1.38 mm (?).
Альтернативная зона. Первое (предпроектное) приближение:
Если же попробовать построить и рассчитать “альтернативную” АЗ, состояшую из гексагональных ТВС, но при этом, из стандартных ТВЭЛов производства Westinghouse, и взять ТВС состоящую из 6 рядов +1 центральный ТВЭЛ, с профилем АЗ, представленным на рисунке, получается примерно следующее:
- В сборке 13 рядов по диаметру описанной окружности ТВС или шесть рядов и центральный ТВЭЛ.
- Диаметр ТВЭЛа стандартный = 9.5 mm (диаметр топливной композиции 9.19 mm) с зазором 2 mm. Размер сборки 13х(9.5+2)+2 = 151.5 mm + 1.5 (2х0.75) mm = 153 мм внешний описанный диаметр, где 0.75 mm толщина кожуха сборки ТВС.
- Размер ТВС по “короткой стороне шестигранника 133.1 mm. Количество ТВЭЛов в сборке 127 штук. Кроме того, в каждой ТВС предусматривается возможность замены “угловых” ТВЭЛ на стержни выгорающего поглотителя, вероятно меньшего диаметра, например 5 или 7 mm.
- Кожух ТВС, или части из них, можно выполнить из борированной стали.
- Если АЗ состоит из 11 рядов ТВС с зазором МКП = 4.9…5 мм, то по короткой стороне размер шестигранной АЗ составит примерно 1215 mm. Количество ТВС, в такой зоне составит 91 штуку.
- Если удалить угловые ТВС, то фактическое количество ТВС будет 85 штук. Соответственно, описаный диаметр по “длинной стороне, без крайних, угловых ТВС, будет примерно 1530 mm. Приведенный диаметр несколько меньше.
- Общее количество мест под размещение 127 ТВЭЛов в ТВС, соответственно 85 (91) х127=(11,557) 10,795 штук. В АЗ проекта NuScale 9,248 шт. соответственно.
- Если принять количество ТВЭЛов в одной ТВС 121 шт, с удаленными (замененными) “угловыми”, то количество ТВЭЛов в такой АЗ соответственно составит, для 85 (91) ТВС, 10,285 (11,557) шт.
- Оптимальная высота активной части такой АЗ может составлять от 1200, до 1500 mm. Для расчетов можно использовать оба крайних значения: 1200 и 1500 mm. У проекта NuScale соответственно 1800 mm.
- В подобной АЗ предполагается использовать сборки с двумя типа топливной композиции. Первый тип, однородная по всей высоте, по обогащению композиция. Второй тип, на 500…600 мм снизу, по высоте АЗ размещается композиция с обогащением в 2 раза выше. Эти, более “тяжелые” сборки размещаются в рядах 4, 5 и 6.
- центральный,
- средний и периферийный,
- радиальный.
Задавая разные по составу сборки, например варианты на представленных рисунках, можно создать библиотеку и набрать интересующую нас АЗ, которая и будет отвечать требованиям гражданского малого реактора. Хорошо бы не впахивать вручную, а выполнить такой проверочный расчет при помощи CASMO. Постепенно, число сборок можно оптимизировать/минимизировать.
Если уменьшить на 1 мм зазор между сборками, но добавить всего 2 ряда, увеличив немного диаметр АЗ, можно получить еще одну версию для проверки.
В принципе, это задача классического студенческого курсовика, студента 4 курса, из приличного ВУЗа прошлого века.
(в работе)
На мой взгляд, наиболее разумный проект. Вопрос, будут ли деньги у Аргентины, на его реализацию. Но исследования идут не менее споро, чем в США. Здесь представлена не только схема, но известно, что есть и тест модель, на которой проводились исследования, есть и конкретные разработки. Ситуация с созданием полномасштабной установки загадочная. Но это действительно реактор малой мощности, с возможностью ап-грейда, действительно новый, действительно интересный, не отягощенный монструазностью огромных корпораций, которые тянут за собой весь свой заплесневелый опыт, и не могут преодолеть заскорузлость мышления своих специалистов. во всяком случае, на первый взгляд, эта установка выглядит куда как более привлекательно, чем, к примеру, разработка NuScale.
Вот только вопрос, а зачем столько парогенераторов? 12 круглых кассет очень похожих на наши корабельные ПГ. При этом паровой коллектор находится вне корпуса реактора. Неплохое решение для стационарной системы. Не видно как менять ПГ, в случае проблем. И еще, системы безопасности в представленном варианте пока не впечатлили.
По некоторым данным, установка находится с стадии окончания строительства. А некоторые издания указывают на то, что установка введена в строй и эксплуатируется в тестовом режиме. Закрытость сведений, очевидно связана с Военно-морской составляющей проекта. С желанием Аргентины иметь собственную ПЛА. Более того, в 1984 году, Аргентина заказала проект ПЛА у Германии, но вроде бы Германия столкнулась с противодействием Великобритании в реализации этого проекта.
Наверное этот вопрос надо было осветить раньше. Так как в зависимости от логики и резонного выбора а/з (аварийной защиты) реактора выбираются алгоритмы вывода реактора и установки из аварийной ситуации. Любимый объект нашего препарирования, реактор NuScale, как характерный представитель “семейства” SMR LWR. Постараемся ограничить заумности в рассуждениях и проанализировать, как же принимается то или иное решение и как будет вести себя установка при возникновении той или иной аварийной ситуации.
Для начала выделим две группы нештатных ситуаций:
- аварийные сигналы при пуске реактора
- аварийные сигналы при работе реактора/установки.
Первые, как правило возникают при ошибках выхода на мощность и связаны с работой аппаратуры контроля мощности и/или объединены по одному принципу: критическому уровню периода удвоения мощности – τ и превышению уровня мощности над заданным. Оба сигнала могут возникнуть при глубоком и быстром маневре мощностью, но их возникновение довольно легко можно предотвратить аппаратно, задав специальную программу ограничивающую скорость увеличения нейтронной мощности. Сигналы и ситуации связанные с отказами электронного оборудования систем управления рассматривать отдельно смысла нет. Они также могут быть присоединены к этой группе. С точки зрения вывода установки, особых вопросов не возникает. Если это ввод, то по сути, разогрев еще не окончен, и вывод осуществляется штатно. Если же это ситуация связана с маневрами мощности, то я нахально обзову это сбоем в работе оборудования и систем контроля и управления, и вывод осуществляется без особых проблем.
Вторая группа сигналов, аварийные ситуации связанные с выходом параметров 1К за пределы допустимых значений, во время работы установки. В отличие от первой группы, установка прогрета, все оборудование работало штатно и продолжительное время. Здесь тоже могут быть варианты, поэтому прежде всего отделим сигналы связанные с аварией ПТУ. Их появление означает, что использовать ПТУ как канал расхолаживания нельзя. Именно в этом случае возникает режим вывода при помощи отдельных систем расхолаживания ППУ.
Если аварийная ситуация не связана с ПТУ, то вывод осуществляется с использованием оборудования ПТУ и, как правило, это намного проще. Так как все оборудование установки находится в работе и имеется мощный канал отвода тепла от АЗ. Основной вопрос здесь, обеспечение циркуляции по 1К. А с пониманием этого похоже у NuScale застарелая проблема. В остальном, подача ПВ в ПГ и отвод пара, паро-водяной смеси и воды через паропроводы, с последующим переключением на систему расхолаживания, не представляет сложности. К таким сигналам относятся: повышение давления в 1К, повышение температуры в 1К, упомянутое повышение мощности реактора, сброс а/з оператором.
В части начатого в 6.5.1 и 6.5.2. рассуждения о системах безопасности NuScale и их работе, наиболее серьезные это аварии связанные с выводом установки, это аварии выходом из строя ПТУ:
- повреждение ГК,
- понижение давления охлаждающей воды в ГК,
- снижение давления ПВ,
- повышение давления ПЕ.
То есть, все аварии, которые ограничивают возможности использования оборудования ПТУ для вывода установки. В этом случае с первых секунд вывод осуществляется исключительно системами безопасности ППУ без какого либо использования оборудования ПТУ. А это значит, не задействованы в работу ПНы, ГК, конденсатно-питательная система (КПС), система пара. Отдельная и еще более опасная проблема, это аварии двух типов: со снижением уровня в 1К или течь 1К, и обесточивание. Вот эти аварийные ситуации мы и рассмотрим ниже. Здесь закончим выделение своеобразных “граничных условий” области рассмотрения. То есть, препарируем только ситуации перечисленные ниже:
- Выход из строя ПТУ. Эта ситуация отличается тем, что сохраняется контроль за ППУ, и при этом возможно производить некие манипуляции с оборудованием. В принципе, в отличие от корабельной схемы, на АЭС, при разрыве ГК, ничего не запрещает осуществлять сброс пара из ПГ в поврежденный конденсатор или даже в атмосферу. Важно понимать, насколько, при этом, серьезны будут потери ПВ для пополнения контура. Хотя, в отличие от корабельных установок или от установок плавучих АЭС, запас ПВ может быть во много больше и ее потери не так критичны.
- Особенности обесточивания в том, что все оборудование отрабатывает по своим/определенным индивидуальным алгоритмам, и переводится в безопасное состояние без какого либо контроля со стороны оператора(ов). Суть этого процесса в том, что подобрав алгоритмы работы отдельных элементов/агрегатов оборудования и использовав его поведение при возникновении аварийной ситуации, перевести установку в режим расхолаживания без привлечения какого либо стороннего источника энергии и сторонних действий.
- Течи 1К. Эта ситуация наиболее опасна, так как при течи контура необходимо обеспечить подачу воды высокой чистоты в реактор. В этом случае надо понимать, что при разном размере течи, необходимо выполнить разные действия. При малом, подпитывая контур вывести установку, при среднем, максимально подпитывая выводить установку экстренно/ускоренно, а при разрыве контура, выводить установку со сбросом давления в 1К и понимая, что происходит потеря воды, предпринять меры к ее пополнению из стороннего источника. Как и какие объемы ВВЧ могутбыть поданы в контур? Ну вероятнее всего оптимально говорить о 1-2 м3/час, при сохранении давления в контуре, и много больше при падении давления в контуре, например при разрыве.
- Пока непонятны выводы об отсутствии большой аварии LOCA. Что, корпус реактора безупречен? Нет сварных швов? Нет усталости? Нет дефектов, в конце-концов? Чем отличается допущение о возможности LOCA в большом реакторе, от возможности LOCA в малом? К реактору не подходит никаких труб? Анализировался скажем гильотинный отрыв патрубка подачи т/н 1К от насосов подпитки или патрубка от предохранительного клапана (диаметр 75 мм), да мало ли чего? Какая при этом будет течь? Если это мало, то какой объем подпиточной воды будет подаваться при выводе установки и как? Каким расходом? Похоже что дизайнеры рассматривают только малые отрывы. Насколько это справедливо?
- Дизайнеры NuScale декларируют, что при аварийном выводе установки им не понадобится никакое оборудование, никакие насосы. Они это серьезно полагают? Я все про то же размыкание контура при снижении температуры. Как воду то подать в корпус, если там давление есть?
Рассуждая выше, подумалось, что можно составить диаграмму алгоритмов по которым производится вывод установки в разных ситуациях. Возможно она будет полезна при представлении системы управления, формировании ТЗ и прочих всяких случаях. Кроме прочего, стало понятно, что анализ параметров установки неизбежен. Только так можно оценить возможности теплоотвода, поняв процессы теплосъема и отвода тепла в каждом конкретном случае. Иными словами, надо учитывать не только теплоемкости при разном давлении, но и теплоту парообразования. Это уже задача для термогидравликов и на более серьезном уровне.
Можно рассмотреть две-три параллельные программы развития малых реакторов для гражданской электроэнергетики в современной России, в Европе и в США. Часть технических замечаний по Американской программе SMR уже была сделана ранее. Обоснование и некоторый исторический экскурс могут быть рассмотрены и представляют некоторый интерес. Тем более, что пришлось приложить руку к этой программе.
1. Программа развития малых реакторов начала обосновываться в США в 2001 году.
В брошюре изданной Министерством Энергетики США [32] представлен анализ наиболее перспективных систем 4-го поколения АЭУ. Этот отчет предлагает несколько фаз развития процесса для выбранных в качестве прототипов шести различных типов АЭУ, а также рассматривает взаимовлияние всех фаз развития друг на друга и на конечный продукт. Нам же, как раз интересна АЭУ исключительно для электростанции малой или средней мощности.
В таблице (см. ниже) сведены некоторые данные по трем из шести рассматриваемым в разделе типам перспективных установок. Эти установки отобраны руководствуясь именно персонально-субъективным отношением к ним. И с моей точки зрения они являются наиболее реальными для дальнейшего развития в обозримом будущем. Кроме того, в анализ добавлена установка типа MASLWR (см. Таблицу, тип 4), развитие которой по некоторым причинам не перспективно в долгосрочном, но перспективно в краткосрочном прогнозе. Однако именно такой тип установки наиболее реален для производства сегодня, как наиболее надежный, технологичный и хорошо изученный.
Table. Different types of NPP parameters:
Для установок типа GFR, LFR и SCWR вопрос изучения теплопроводности топлива, оболочек тепло-выделяющих элементов (ТВЭЛов) и поведения конструкционных материалов, коррозионная и эрозионная стойкость элементов АЗ и повеление материалов под воздействием жесткого излучения в АЗ стоит наиболее важно. Вторая основная проблема, утилизация, последующая переработка облученного топлива и его вторичное использование.
SCWR
В этом типе установок, интересным с точки зрения масштабирования и автомодельности экспериментови моделирования будут режимы изучения течений пара сверхкритических параметров в реакторе и в турбине, а также в возвратной ветви теплоносителя. Поскольку одно из современных воззрений на перспективный дизайн АЗ и топлива заключается в минимизации ТВЭЛов и применении топливной композиции с высокой проводимостью, то проектирование экспериментов с учетом высоких скоростей потоков в узких каналах довольно сложная и привлекательная задача для разработки.
MASLWR
Для данного типа реакторов наиболее интересным с точки зрения постановки экспериментов на модели и стендах будут режимы изучения течения одно и двухфазных потоков при обеспечении естественной циркуляции в первом контуре. А также сравнение топливных композиций и дизайн новых типов ТВЭЛ, с керамическим и металлическим топливом, а также изменение формы ТВЭЛ и их поверхности.
Остальные установки скорее экзотика, чем обозримая реальность, даже в самом смелом прогнозе развития техники и технологии, хотя работы ведутся и в других направлениях.
ЧАСТЬ 3: СИСТЕМЫ БЕЗОПАСНОСТИ
Отдельный разговор требуется про системы безопасности и вывод установки. Это касается работы систем при нормальном и при аварийном выводе. Предложенные схемные решения, на мой взгляд, совершенно не удовлетворяют необходимым и достаточным требованиям. Это пока в работе.
ДОПОЛНИТЕЛЬНЫЕ ЗАМЕЧАНИЯ К ОБЗОРУ И РАЗРАБОТКЕ:
Поскольку я не знаком со многими ограничениями накладываемыми стандартами NRC, если проблема с тем исчерпана, то, чтобы “напихать” в такую зону максимальное количество топлива в определенном количестве сборок вроде бы уже решена (по крайней мере так говорят расчетчики) при обогащении около 8% по U5, то далее возникают следующие вопросы:
- как конструктивно исполнить профилирование в 32 каналах? Это как раз технически не проблема. Вопрос в том, надо ли и сколько стоят материалы для этого. Размещение вполне возможно… но?
- как обеспечить максимальное выгорание до того, как нижняя часть АЗ начнет “газить”? Ну как раз комбинацией, поглотителей и регулированием. 6-7 приводов вполне достаточно, при условии наличия выгорающих поглотителей и “глубоком профилировании”… но?
ДОПОЛНИТЕЛЬНО ПОТРЕБУЮТ ОСВЕЩЕНИЯ ВОПРОСЫ:
- Алгоритмирования
- Оптимизации параметров.
Фото из частного архива автора.
(For additional information: www.NuScalePower.com and presentations)
ЧАСТЬ 2. КОНТУР И КОРПУС
Перейдем ко конструктивным элементам первого и второго контуров реактора NuScale. Температура перегретого пара и его параметры определены параметрами теплоносителя на выходе из АЗ. Они стандартны и определяются исключительно потребностями турбины? Обычно это так. Так я научил их и 10 лет назад. Но есть серия вопросов к конкретному проекту:
1. Витой, вокруг подъемной (тяговой) трубы ПГ вполне технологичная система, но тогда, конструкционный вопрос, как через навивку проходят тяги периферийных ИМ СУЗ? Или же периферийные сборки АЗ все-таки не регулируются?
2. Если нет, то тогда еще один конструкционный вопрос, как перегружается АЗ, если диаметр подъемной трубы существенно меньше полного диаметра АЗ? Потребуется удаление всего ПГ и всей внутренней начинки? Или же разъем по всему корпусу, поперек и выше верхнего уровня АЗ? Тогда как работает уплотнение? Как исполняются все работы в этой зоне?
При том, что все эти конструкции будут иметь существенную наведенную активность (и загрязнение), то хранить их придется в специальном бассейне, потребуется и специальное условие для переноса этих конструкций в бассейн. Не нашел в презентациях этого пространства/помещения в плане зданий АЭС. Оно предусмотрено? Думаю, что да, но хочется увидеть. Рассматривался ли вопрос применения т.н. «поворотной» зоны? Это может быть выходом для такой конструкции.
3. Каково обоснование надежности ПГ? Какое количество сварных швов и соединений ПГ и как расчитывается его/их надежность? Предусмотрена ли замена ПГ или глушение части трубок? Где? В каком месте могут быть исполнены такие операции? Какой уровень радиации в этом месте? По рассмотренным данным получается 2 секции ПГ?
4. Есть ли тяговые трубы у топливных сборок АЗ? Или же, расчитанного движущего напора достаточно и без них (см. выше часть 1 вопрос про нейтронно-физические процессы)?
5. Каков будет закон регулирования (LPT)? При постоянной средней температуре или при поддержании постоянной температуры на выходе? Ведь как раз второе существенно влияет на работу турбины, через повышение влажности пара и соответственно через эррозию лопаток последней ступени турбины.
Но, вполне вероятно, что в этой части основной вопрос даже не параметры, а скорее оптимизация количества агрегатов и узлов 2К с последующим переходом к анализу параметров установки. Тем не менее, вопросы существуют и вряд ли они решены полностью. А значит, вряд ли они учтены в экономическом обосновании цены одного kWt(а).
(For additional information: www.NuScalePower.com and presentations)
Начну критиканствовать и придираться с конца:
ЧАСТЬ 1: ПРО ЗОНУ
1. Начнем с того, что одним из основных преимуществ рассматриваемого реактора, назовем его условно SMR в версии NuScale (ну или нечто подобное), является предположение что удешевление проекта будет достигнуто за счет:
- возможности использовать стандартные компоненты для АЗ (кассет стандартного типоразмера для серийного BWR (17 x 17 FE grids, in 32 FA, 1/2 Hcore = 1.82 m)
- сравнительно небольшие массо-габаритные показатели корпуса, позволяющие легко изготовить и транспортировать корпус реактора SMR
- Второе преимущество, высокий уровень пассивной безопасности и использование 100% естественной циркуляции при нормальной эксплуатации и выводе, расхолаживании, и в аварийных ситуациях, при экстренном выводе установки;
- отсутствие возможностей для возникновения LOCA (это не касается одного проекта имеющего ПГ вынесенные из корпуса)
- высокий уровень внешней безопасности и сейсмоустойчивость (но разве этот вопрос не рассматривается и для «больших» установок?), да и важно это скорее благодаря дизайну здания и помещений, для размещения реакторов и оборудования, а не относительно самому дизайну реактора, которые, кстати, тоже подлежать первичному аудиту конструкции.
Прочие преимущества дизайна здесь не обсуждаются, так как не критичны для этого уровня рассмотрения. Но кроме презентаций интересно было бы сделать аудит реальных экономических расчетов и сравнений.
2. Собственно, по размерам АЗ реактора совсем уж малой не является. Примерно 1.4-1.50 m диаметр и соответствующая высота (см. выше). Такая АЗ размерами очень похожа на корабельные АЗ нового поколения (к примеру: Дcore ~ 1.5 m и Нcore ~ 0.9 m). За исключением того, что высота превышает указанную практически в 2 раза (?!). Несколько замечаний следует сделать дополнительно:
- проблемы неравномерностей нейтронного поля в зоне такого размера могут решаться несколькими путями: постоянным регулированием поля за счет СУЗ (но тогда их будет много, размещение приводов на крышке затруднено). Правда, это решаемая задача, да и оптимизировать их количество возможно
- Могут ли они выполнять совмещенные функции АЗ и регулирования? Возможно ли это по требованиям NRC USA? Это требует уточнения по “бумажкам”
- Конструктивным возвращением к «компенсирующей решетке»? А как быть с организацией ЕЦ?
- “глубоким” физическим профилированием АЗ. Экзотика с использованием редких материалов может быть весьма дорогой, тогда как борированная (B10) сталь дешева и может быть вполне приемлемым решением. На первый взгляд это вполне возможно, технологично, конструктивно и не дорого. Но на этот вопрос можно ответить точно только после детального расчета и сопоставления/анализа всех вариантов
- габаритами и конструкцией зоны, но в рассматриваемом случае, этот фактор критичен, так как есть определенные/заданные размеры АЗ, ниже которых многое, с т.з. экономики, вроде бы теряет смысл. Как мне кажется нужно продолжить исследования в области оптимизации параметров реактора и зоны
- рассматриваются ли реализаторами проекта пути «отступления»? К примеру, использование стандартных типоразмеров ТВЭЛов, с изменением дизайна ТВС?
3. Таким образом, вместо обоснованного использования «таблетки», предлагается дизайн в виде вытянутого цилиндра. Снова надо рассмотреть искажения нейтронного потока, но теперь по высоте. Их тоже придется компенсировать. Иначе, верх зоны практически не будет работать. Причин несколько. Первая, нахождение в верхней части АЗ кластеров СУЗ заглушающих реакцию «локально». Вторая, низ зоны, при выгорании будет существенно раньше накапливать продукты деления и надо помнить, что при таких размерах АЗ, процент негерметичных ТВЭЛов не будет минимален. Учитывались ли эти параметры при экономических расчетах? Предлагалось ли иное инженерное решение для профилирования «физического веса» стержней? Для изменения их геометрии? Учитывалось ли, что в АЗ к концу компании будет оставаться довольно много не использованного топлива, поскольку выгорание будет очень неравномерным?
4. Влияние термо-гидравлики на нейтронно-физические характеристики проектантами учтено? Зона с подкипанием и в зоне допускается некоторое наличие пара? Тогда, сразу встает вопрос об алгоритме управления и регулировании параметров.
Просмотрев 4 типа дизайна легководных реакторов SMR LWR развиваемые разными фирмами (NuScale, Westinghouse, B&W ALWR и HolTec HI-SMUR) , напрашивается вывод о примерной равенстве цены постройки одного такого реакторного блока. На это наталкивают следующие вполне данные:
- похожие массо-габаритные размеры блока (с кое-какими исключениями)
- похожие размеры зоны и их конструктив, число сборок
- практически идентичные теплотехнические параметры контуров (I и II), а значит размеры турбины и соответственно размеры и дизайн ПТУ.
Все 4 проекта легководных SMR имеют один основной посыл, что конструкция АЗ базируется на применении стандартных сборок 17×17. Отходить от этого судя по всему не хочется. В 2004 году я сказал научному руководителю, что вряд ли у них что-то получится без серьезных изменений. Поглядим.
(For additional information: www.NuScalePower.com and presentations)
