Если рассмотреть причины, по которым реактор необходимо срочно вывести из эксплуатации, то скорее всего, их надо разделить на несколько групп (не детально, очень обобщенно):
- Аварии и отказы связанные с работой АЗ (ро, тау, нейтронная мощность, “кнопка”)
- Аварии и отказы связанные с работой контура циркуляции (повышение температуры и давления в реакторе)
- Аварии связанные с реактором, течи различной интенсивности (уровень и давление)
- Аварии связанные с турбинной частью, паром и питательной водой (давление питательной воды и пара, температура пара)
- Аварии связанные с работой оборудования (электрическое питание и/или отказ важных агрегатов)
- Аварии связанные с ошибками управления (здесь не рассматриваются)
- Первые две группы, объединяет то, что установка не имеет отказов основного оборудования и систем, а значит вывод и отвод тепла, может производиться ускоренно, но через штатные (обычные каналы).
- Третья, включающая в себя течи (малая, средняя, большая, разрыв), по странной случайности и по расчетам проектантов не рассматриваются в LW-SMR.
- Четвертая, связана с авариями насосов, конденсатора, турбины, с подачей питательной воды и отводом пара.
- Пятая же, связана с полным обесточиванием, а значит, не только отказом основного оборудования, но и с потерей возможности управления установкой и является ухудшенным вариантом четвертой.
Получил от Французов из DCNS предложение сказать несколько слов об их проекте FlexBlue. Просто так, что я про это думаю. Информации немного, но если поставить несколько граничных условий для рассуждения, и сделать кое-какие оговорки, то:
- 25 лет назад СССР провел испытания подобной “маленькой” (компактной) системы, которая называлась ВАУ. Мощность ее была (?) 2 MWe. Вполне себе работающая конструкция с одноконтурной схемой и кипящим мини-ВВР. Необитаемая, необслуживаемая, может кто и скажет, что параллель проводить сложно, но я думаю, что вполне возможно.
- Если предположить, что в составе модуля предполагается использование легководного малокипящего (двухконтурная схема) или кипящего реактора (одноконтурая схема), то решение вполне жизнеспособно и технически реализуемо очень быстро. Были бы финансы. Технологии для этого имеются, ну а Франция является одний из стран имеющих собственные АПЛ. Хотя и схема их лодочного реактора мне не очень нравится. Но всего лишь это мое личное мнение и персональные пристрастия.
- Размеры прочного корпуса модуля FlexBlue: 100 м длина и 12-15 м диаметр, даже избыточны для размещения ППУ и ПТУ. Если только не предполагается чего-то экстравагантного. Хотя я не думаю, что кому-то придет в голову “вкрячить” туда газоохлаждаемый реактор, или на худой конец жидкометаллический. Я бы не думал, также, о сверхкритике, поскольку в необитаемых модулях желательно исключить высоконапряженные элементы. Именно поэтому я думаю, что размеры скорее указывают на ВВР в вариациях. Сами они говорят о SMR, а значит, это либо существующие, либо разрабатываемые технологии (см. документы МАГАТЭ).
- Мощность одного модуля в 50-250 MWe вполне достижима. До 100 WMe нет никаких вопросов, все известно и понятно. Может поэтому они и делают его раза в 3 длиннее/больше энергетических отсеков обычной АПЛ, чтоб поднять мощность. Через увеличение высоты реактора. Еще вариант размещения там “длинной” турбины с большими лопастями последних ступеней, которая максимально будет срабатывать теплоперепад. Но это вопрос баланса надежности, стоимости, технологии и пр. Оно надо?
- Немного непонятно, зачем эти модули топить. Разве что, если продать дикарям в Африку, чтоб не растащили? Ну а из нескольких модулей вполне можно собрать подводную АЭС необходимой для заказчика мощности. Хотя если дать волю мысли, то почему бы и нет?
По материалам: http://en.dcnsgroup.com/energy/civil-nuclear-engineering/flexblue/solution/
Я и раньше, да и сейчас не сильно понимаю важность и суперважность красивых презентаций. По моему убеждению, хороший лектор в состоянии “держать” аудиторию и без картинок. Презентации же способны впечатлись аудиторию некомпетентную и новую, да и то только один раз. Попался на глаза некий документ под названием: “ПЛАВУЧИЕ АТОМНЫЕ ТЕПЛОЭЛЕКТРОСТАНЦИИ. Состояние проекта и перспективы”. С задекларированным в файле авторством аж Заместителя Директора РЭА по строящимся ПАЭС, некоего Михаила Шурочкова (к сожалению, биографию его обнаружить не удалось). Отличный пример того, что не надо делать. Все исполнено по классическим законам социалистических времен и очковтирательства. Правда, фотографии в докладе хорошие, но это точно, не заслуга автора.
Вполне допускаю, что это не сам он сваял, и примерно понимаю для какой аудитории потребовалось. Но профессионал никогда не позволит себе такой халтуры и примитивизма.
Достроят ПАЭС готовую уже на 40%? Или это очередное мертворожденное дитя при такой степени готовности?
А были ли предыдущие? В железе их не было. Но вот в чертежах, похоже, что да. Во всяком случае прорадитель у них один, ОКБМ. Да и новая корабельная установка, тоже подойдет в эту линейку сравнений.
В открытых источниках есть лишь незначительные упоминания об установках ТМ-4 или КТМ-6. Однако кое-что можно резюмировать и по этим данным. Собственно, отличия между этими двумя установками совершенно незначительны. Конструкция крышки, размещение ИМ СУЗ или незначительные изменения внутреннего дизайна. О третьей установке сведений нет совсем, за исключением упоминаний о ней, как о перспективной установке для ПЛА последнего поколения, и о том, что до постройки первого корабля с установкой 4 поколения, на эти ПЛА будут ставиться модернизированные ППУ подобные установкам типа OK-650.
С конструкцией АБВ-6М (атомная блочная водяная ???) все просто и все сложно одновременно. Отсутствие данных позволяет сделать только несколько простых выводов:
- в отличие от предыдущих вариантов конструкции, КОД вынесен из корпуса и размещен под биозащитой, в баке МВЗ. Это техническое решение оправдано, приходило в голову и раньше, поскольку используются незаполненные объемы бака МВЗ. Снижается ли при этом возможность интенсивной ЕЦ, требует анализа. Как и “упругость контура”. Но при прочих особенностях “Русского подхода” к конструированию, можно предположить, что незначительно
- габариты блока ППУ ограничены в представленных размерах 5 х 3.6 х 4.5 (м), при массе 200 тонн. В отличие от предыдущих конструкций значительно большей мощности, это довольно компактный блок. В сравнении с установкой РИТМ-200, это пятикратное уменьшение по объему и массе.
У меня только крепнет мысль о том, что Россия обогнала мир в конструкторских решениях касающихся реакторного “железа” и систем малых установок, лет на 15-20.
По материалам рекламных буклетов ОКБМ Африкантова и публикациям на сайте.
И что? Честно признаюсь. Точнее, не люблю бездарей и деляг с апломбом “ученых” в ее рядах. Это даже при том, что моя фотка у них на веб-сайте красуется. Да, поэтому отношусь предвзято и дотошно копаюсь в их публикациях. Не, ну чо, ну все понятно. Осваивают парни бюджет с пафосом рассказывая о собственном “величии”. И похоже, они знают мое к ним отношение. Тем более, что человек 10 оттуда я знаю персонально и едко комментирую все их “достижения”. После нескольких моих комментариев, они убрали все, за исключением последней, презентации про свой “иновационный” дизайн. Ну еще мне удалось прочитать про патент Хосе Раеза (вполне себе коммерсанта от науки, но очень толкового в автомодельности) и Джона Грума (необразованного но надежного дурака), на т/н “иновационную” систему пассивной безопасности. Жаль пока не выходит поглядеть картинки и более убедительно поязвить на эту тему. Но я позволю себе поязвить. Вот этот “патент”, U.S. Pat. No. 8,170,173, нами разбирался ажныть в 1984 году.
А вот сегодня, они меня очень повеселили. Анонсировали симулятор для атомной станции. 12 одинаковых рабочих мест для 12 модульной станции в одном помещении. Ну скажите, для чего? Я поиздевался. Поглядим, что ответят и ответят ли.
Аргументация “защиты” странная. Это не симуляторы блоков, а симулятор control-room. И все управляющие консоли сосредоточены в одном помещении для слаженной работы в так называемых переходных режимах. Например, при авариях типа Японской, или при отключении охлаждающей воды. Удивительно слабый аргумент. Более того, предполагается, что всего 12-ю блоками будут рулить 3 оператора. По одному на 4 реактора. Сумашествие какое-то. И все это, громко называется “концепция управления”.
(продолжение следует)
(For additional information: www.NuScalePower.com and presentations)
У Американцев приняты вот такие маркировки для морских реакторов и зон:
- Первая буква, назначение реактора: А (aircraft carrier) – для авианосца, S (submarine) – для подводной лодки, C (cruiser)- для крейсера, D (destroyer) – для эсминца
- Вторая цифра 1, 2, 3 и т.д. поколение активной зоны (не соответствует поколению реактора)
- Третья цифра, производитель, где соответственно: W – Westinghouse, G – General Electric, B – Bechtel Marine Propulsion
- Иногда, после третьего знака ставится символ модификации – a (один известный случай).
Нет указания на теплоноситель (единичные факты использования Na), на поколение. Скорее всего, именно комбинация и дает понимание того, к какому поколению относится реактор.
Получил подборку статей любезно присланных мне одним из авторов. Оказывается, Итальянцы несколько лет занимаются экономикой малой атомной энергетики. Строят модели, делают расчеты, определяют инвестиционную привлекательность проектов. Начал читать и не могу отделаться от мысли, что применение любых моделей оценки экономической эффективности строится из посыла, что малый реактор, это просто-напросто уменьшенный большой. Вероятно, это можно принять за позицию, если бы не довольно серьезные различия. Прежде всего, на мой взгляд за рубежом не существует концепции применения малых реакторов. По заданию Департамента Энергетики США в “Бехтеле” только-только начаты работы в этом направлении. Создается так называемая концепция использования и управления. Но что дальше-то? Есть какие концептуальные идеи?
- Заменить ими реакторы большие? Это довольно сомнительное предложение, если не сказать глупое…
- Размещать малые АЭС в изолированных районах, там, где нужны источники электроэнергии и тепла? Это уже “теплее”. Но надо пересматривать концепцию безопасной эксплуатации
- Где же все-таки декларируемые и “продаваемые” преимущества малых, которые резко делают их такими нужными в гражданской энергетике?
- Преимущества в безопасности? А что, получается большие реакторы уже не безопасны? или они были не безопасны? Хотя тут есть тема для разговора о…
- В модульности? Но зачем модульность для АЭС, строительство которой подразумевает большое потребление? Зачем делать ее из маленьких блоков?
- В том, что можно разместить малый реактор под землей? Ну так и большой можно закопать под землю, яма будет побольше, делов-то.
- Стоимость утилизации малого, приведенного к МВт(у) производимого электричества, выше чем большого? Весьма сомнительно. Можно поспорить.
- Аргументы против сравнения процесса утилизации АПЛ и пока не имеющего серьезных аналогов процесса утилизации малой АЭС неубедительны.
Очевидно также, назрел пересмотр классификации реакторов по размеру. Желательно ввести еще один класс “совсем малые” или предложить уточнение по мощности. Хотя это лишь частное мнение. Надо делить реакторы на малые, средние и большие (по мощности), но не до 300, или 700 МВэ, а скажем 100 и 500. Разница между реактором в 50 МВт электрических и 300 очень велика. Кроме прочего, не понятно пока, учитываются ли при расчетах и сравнениях АЭС всех размеров и, к примеру, ЭС на природном/сланцевом газе, платы за выбросы СО2? Надо спросить.
Никогда не интересовался экономикой Атомной промышленности. Но, на сегодня, похоже существует как минимум три подхода к развития малой атомной энергетики:
- инвестиционный, в пользу инвесторов и на деньги инвесторов. Понятно, что инвесторы хотят получить прибыль и все анализы поставлены в зависимость от сравнения цены АЭС и ТЭЦ работающих на природном и сланцевом газе. Такой подход проводится некоторыми Американскими и Европейскими специалистами. Я бы назвал его Европейским;
- для обеспечения национальной энергетической безопасности. Подразумевает создание разных, дополняющих друг друга источников электроэнергии. От самых больших до малых атомных установок, включая дополнение иными источниками. Создание универсальной электрогенерирующей сети. Я называю этот подход Американским;
- по необходимости. Строительство разноплановых электростанций, по мере развития территорий и освоения новых районов. Я называю этот подход Русским (скорее, Советским, так как техническая идеология берет свои основы оттуда, из исторического материализма).
(в работе)
… изложить их без эмоций. И, по возможности, осветим только технические и некоторые организационные моменты аварии. Очень уж получается поучительная история, не о том, как надо героически действовать после, а о том, как не надо работать до. Вопрос даже не в трансформации опыта на последовавший за этим Чернобыль. Вряд ли это было тогда возможно, по многим причинам. Думаю, не возможно это и сейчас.
Я впервые узнал об аварии в УЦ ВМФ, где готовился по программе на управленца и где нам читали довольно детальные лекции о радиационных авариях на АПЛ, в рамках курса по Радиационной защите и Дизиметрическому контролю. Дело прошлое, срок подписки давно кончился, да и в открытых источниках теперь полно материалов. Но: “Время сточило ударный механизм” … многое забылось.
Кстати, оказывается у Американцев тоже была своя маленькая “Чажма”. Авария с реактором SL-1 3 января 1961 года на площадке INL, ровно в том месте, где я теперь и работаю.
По материалам Н.Г. Мормуля, В.М. Храмцова, В.М. Бойко, С. Алексеева и др. источникам. С поправками С. Иванова (см. дополнительно Примечание).
Предистория:
Ядерная катастрофа на атомной подводной лодке К – 431 (проект 675 Echo, см. фото) произошла 10 августа 1985 года.
Атомная подводная лодка К-431, 4-ой флотилии ТОФ, находилась в ремонте на СРЗ-35 в бухте Чажма. На АПЛ по плану проводилась операция №1, так называются работы по замене активных зон (АЗ) реакторов подводных лодок. На АПЛ производилась перегрузка двух зон реакторов типа ВМ-1 (мощность ок. 70 МВт каждый). Над реакторным отсеком АПЛ были срезаны и удалены элементы надстройки легкого корпуса и съемный лист прочного корпуса, сверху установлено специальное технологическое сооружение и перегрузочный домик из алюминиевых листов. Подводная лодка стояла у третьего пирса третьим корпусом, а к ней была поставлена плавмастерская (ПМ-133), специально оборудованная для обеспечения операции по перегрузке АЗ ядерных реакторов (ЯР) (см. схему).
Первым корпусом к пирсу стояло плавучее контрольно-дозиметрическое судно (ПКДС). Вторым корпусом стояла в ремонте атомная подводная лодка К-42 (проект 627 November). Перегрузку выполняли специалисты высокой квалификации – офицеры береговой технической базы (БТБ), выполнившие не один десяток таких операций.
БТБ была построена в конце пятидесятых годов, как специализированное, очень сложное и очень дорогое инженерное сооружение в бухте Сысоева.
Обычно на БТБ выполняют следующие работы и решают задачи по:
– ремонту и перегрузке реакторов АПЛ
– хранению новых и отработанных тепловыделяющих элементов (ТВС и ТВЭЛ) АЗ атомных реакторов в специально оборудованных хранилищах
– захоронение твердых радиоактивных отходов (ТРО) в специально созданных могильниках
– переработка жидких радиоактивных отходов (ЖРО), для чего под землей была сооружена сложнейшая система из нержавеющих труб, испарителей, фильтров.
На момент аварии все эти сооружения уже были в аварийном состоянии, но проведению работ по перегрузке это не мешало. Проблемы были с загрязнением окружающей среды ЖРО и их хранением.
Авария:
В начале августа офицеры перегрузочной команды успешно заменили АЗ на первом, носовом реакторе АПЛ К-431, но при перегрузке второго произошло ЧП. По порядку ведения работ, после того, как в реактор загружены все элементы активной зоны, крышка реактора ставится на место, производятся присоединения тяг компенсирующей решетки, стержней СУЗ и а/з. Затем крышка, через красномедную прокладку и нажимное кольцо, для создания герметичного соединения, обтягивается расположенными по периметру вытяжными шпильками с использованием специального гидравлического оборудования. После чего, реактор подвергается гидравлическим испытаниям т.е. в нем создается испытательное давление выше номинального, и под испытательным давлением он выдерживается определенное время. Кормовой реактор (на АПЛ проекта 675 применена эшелонная компоновка ЯР) этого испытания не выдержал, при испытаниях давление не поднималось выше 12 ати. Не доложив о ЧП по команде, как это предписывалось руководящими документами, в Главное Техническое Управление ТОФ (ГТУ). Офицеры перегрузочной команды решили попытаться решить проблему самостоятельно. Несмотря на то, что все они были специалистами высочайшего класса, выполнившими не один десяток перегрузок, они переоценили свои силы. Точнее, не предусмотрели всех возможных “случайностей” и отступив от стандартной процедуры допустили роковые ошибки.
Закончив работу в пятницу, 9 августа 1985 года, к слову сказать, установлен особый порядок и время для проведения потенциально-опасных работ, который был многократно нарушен, они приняли решение выйти на работу в субботу 10 августа и устранить причину негерметичности. Позже выяснилось, что причиной ЧП стал посторонний предмет (кусок электрода), попавший на уплотнительное медное кольцо крышки реактора. Судя по всему, работы выполнялись персоналом с серьезными нарушениями, халатно, без надлежащего контроля. Чтобы устранить проблему, офицеры решили снова поднять крышку реактора, очистить кольцо, поставить крышку на место и провести новое гидравлическое испытание корпуса реактора.
Конструкция реактора, крышки и тяг компенсирующей решетки такова, что при проведении подобных работ требуется строго вертикальное приложение усилия для подъема крышки. Для этого используется специальное технологическое оборудование, т.н. приспособление “П”, позволяющее поднимать крышку реактора без перекоса.
Примерно было определено расстояние, на которое кран мог бы поднять крышку для устранения дефекта. Офицеры перегрузочной команды приступили к выполнению работ. Сняли крепления крышки реактора (открутили гайки крепления по периметру), и кран плавмастерской начал поднимать крышку на обычных стропах. Однако, из-за несоблюдения технологических инструкций и нарушений порядка проведения операции, произошел перекос крышки и в отверстиях крышки, закусило тяги КР, стержней СУЗ и АЗ. Таким образом, вместе с крышкой реактора из активной зоны несанкционированно извлекались почти все нейтронные поглотители. Что это значит, специалистам объяснять не надо. Вспомним, что к этому времени, зона в реакторе уже была “свежей”, а значит и критический уровень положения КР довольно низкий. Кроме того, после достижения некоторого уровня, из-за использования обычных строп, без специального приспособления “П”, произошел перекос крышки и несмотря на все попытки увеличить усилие, подъем крышки не происходил.
Обратив внимание на то, что крышка не извлекается, исполнители приостановили работы. Представим себе конструкцию, в которой к тросу крана, установленного на палубе ПМ-133, присоединена крышка реактора, в которой удерживаются тяги КР, стержней СУЗ и а/з. И вся эта конструкция из-за перекоса удерживается в АЗ реактора. При этом стальной трос крана максимально натянут и работает как растянутая пружина. К этому моменту создалась критическая ситуация, дальнейший ход событий зависел от малейшей случайности. И именно эта случайность произошла. Одна из версий связывается со случайностью “торпедолов”.
Плавмастерская ПМ-133, судно, подверженное качке, как и все суда. Естественно оно могло качнуться в ту или иную сторону в любой момент, т.e. несанкционированно изменить свое положение, а значит и положение крана, троса и далее положение поглотителей в активной зоне ЯР. Именно в этот момент с моря подошел катер-торпедолов и на скорости в 11 -12 узлов прошел по бухте Чажма. Несмотря на сигналы брандвахты, торпедолов не снизил скорости и его проход по бухте вызвал волну. По некоторым мнениям, эта волна и качнула плавмастерскую с находящимся на ней краном.
Усилие для большего подъема крышки стало достаточным и крышка реактора с большой скоростью (дополнительно спружинил трос) была выдернута со всей системой поглотителей на высоту превышающее критическое положение. Реактор несанкционированно вышел на сверхкритический уровень. Началась неконтролируемая цепная реакция. Мгновенно выделилось огромное количество ядерной и тепловой энергии, произошел ядерный взрыв и выброс содержимого реактора, над ним и рядом с ним вверх. Перегрузочный домик (постройка сооружаемая над реактором при перегрузке, с отверстием в крыше, через которое проходит трос с гаком) мгновенно сгорел и испарился. Во взрыве погибли все моряки занимавшиеся перегрузкой на корпусе ПЛ (всего 10 человек, 8 офицеров и 2 матроса). Их имена: капитан 2-го ранга Виктор Целуйко, капитаны 3-го ранга Анатолий Дедушкин, Владимир Комаров, Александр Лазарев, капитан-лейтенанты Валерий Коргин, Герман Филиппов, старшие лейтенанты Александр Ганжа, Сергей Винник, матросы Игорь Прохоров и Николай Хохлюк.
Кран за трос вырвало из палубы плавмастерской и выбросило в бухту. По свидетельствам очевидцев, крышка реактора весом в 5 (12) тонн вылетела вертикально вверх на высоту полтора-два (?) километра и оттуда упала вниз, на реакторный отсек. Лодка “притонула” от удара крышки, черпанув поврежденным бортом воды. Не удержавшись, крышка свалилась на борт, ребром повредив корпус ниже ватерлинии. Вода из бухты хлынула в поврежденный реакторный отсек. Все, что было выброшено из реактора в момент взрыва, все остатки разрушенной активной зоны, загрязненные детали внутренней конструкции/начинки реактора, упало на корпуса АПЛ К-431 и К-42, плавмастерскую, ПКДС, в акваторию бухты, на пирсы, территорию завода. В этот момент ветер дул со стороны бухты на завод и поселок. В считанные минуты, вокруг взорвавшейся АПЛ, все, попавшее в след выброса, стало радиоактивным (см. схему). Уровни гамма-излучения многократно превышали санитарную норму, выброс радиоактивности определен как 6 млн. Кюри. Это произошло в 12 часов 5 минут. Доза излучения определенная позже, по золотому обручальному кольцу обнаруженному на останках, составила 90,000 Рентген в час.
ПРИМЕЧАНИЕ: Здесь, ниже приведен текст из комментария к настоящей заметке.
Необходимо сделать небольшое уточнение. КПЛ, КБЧ-5 и КДД находились в это время в отпуске. То есть, командира и старших офицеров БЧ-5 на ПЛА не было.
10 августа – начали работы по подрыву крышки носового ЯР (?). Для обеспечения безопасности подъема крышки было смонтировано штатное перегрузочное оборудование, исключающее перемещение компенсирующей решетки. Так как к этому моменту была уже смонтирована стенка аппаратной выгородки (?), поэтому установка перегрузочного оборудования была произведена с нарушением относительного штатного расположения балок и стоек, а также способа крепления их друг с другом (часть конструкции стянули вместе металлическим тросом-стропом). Вследствие этого не была обеспечена соосность упора, предназначенного для исключения перемещения КР вверх при подъеме крышки реактора со штоком КР. В нарушении ст.47, 57 Положения… (1973 г.) обязательные проверки и приемка монтажа перегрузочного оборудования не производились и актом не оформлялись.
Произвели подрыв крышки носового реактора гидравлическими домкратами на высоту 55 мм. Далее принималось решение на установку траверсы для дальнейшего подъема крышки, но траверса оказалась в разобранном состоянии. Тогда руководителем работ, в нарушении технологического процесса, принимается решение поднимать крышку реактора стропами. Крышка была остроплена за четыре рыма вместо штатной траверсы и начат ее подъем. Подъем крышки краном производился в несколько приемов.
Далее происходит следующее:
- движение КР вместе с крышкой ЯР произошло за счет заклинивания (зацепления) штока КР и упора в стойке крышки под воздействием ”заневоленного” упора
- при этом в начале подъема, когда усилие сцепления было недостаточным, крышка, преодолевая это усилие, не увлекала за собой КР
- по мере продвижения крышки вверх сцепление штока КР с крышкой усиливалось и стало достаточным для подъема КР.
В районе критического положения КР произошел разрыв тросика, посредством которого были соединены балка с опорой стойки. Крышка резко пошла вверх вместе с жестко закрепленной в ней КР за счет натяжения тросов подъемного крана.
Действия после аварии:
Поврежденная АПЛ К-431 начала тонуть. Забортная вода поступала в поврежденный реакторный отсек. Под угрозой затопления корабля было принято решение отбуксировать аварийную ПЛ на отмель. Глубина у пирса 15 метров, осадка лодок проекта 675, 7 метров. В случае затопления все продукты заражения попали бы в воду. Экологическая катастрофа была бы еще более серьезной, а ликвидация последствий аварии более затруднены. Для перемещения АПЛ на отмель надо было убрать ПМ-133 на рейд, освободить К-431 от всякого рода концов: швартовов, электрокабелей, рукавов вентиляционных систем, переходного трапа и энергетического мостика.
В это же время, экипаж ПМ-133 организованными сменами, пеной производил тушение возникшего в надстройке К-431 пожара. Тушение производили с расстояния несколько десятков метров, из гидрантов, сначала пеной, а затем, после того, как был израсходован пенообразователь, водой. Потушив пожар, команда ПМ-133 отогнали плавмастерскую на рейд, и в этот момент к аварийной лодке подошел морской буксир-спасатель. Офицеры топорами рубили все, что можно было перерубить, снимали то, что можно было снять, чтобы освободить и отвести лодку от пирса. Морской буксир разогнал лодку и на полном ходу посадил ее на отмель. Лодка перестала тонуть.
К этому времени, для ликвидации аварии, к пирсу прибыла первая аварийная партия состоящая из офицеров штаба флотилии. Через некоторое время, при помощи двух плавучих кранов сумели приподняли корму лодки. Установив погружные насосы, осушили реакторный отсек, сначала до уровня паел, а затем, один из офицеров рискуя проник в реакторный отсек, и установил насос под паелы, в самый низ трюма. В результате этих действий удалось заварить подводный борт. Реакторный отсек залили бетоном. После окончания этих работ, К-431 снова отбуксировали к ПДКС, но поставили уже первым корпусом (см. фото).
Участие людей в работах по ликвидации аварии:
Вместе с аварийной партией прибыли офицеры службы радиационной безопасности (СРБ) флотилии и начали обмеры зоны аварии. Первоначально, в работах по ликвидации аварии участвовали матросы экипажей АПЛ. Но в дальнейшем, было принято решение вывести подчиненных из зоны и все работы непосредственно в зоне аварии, на самой аварийной ПЛ выполняли только офицеры штабов флотилии, экипажей АПЛ и СРБ. То есть, за исключением тушения пожара и в начальный момент, матросы срочной службы на последующих этапах работ при ликвидации аварии не использовались. В первые моменты контроля за уровнем радиации не проводилось и в эти дни аварии облученными оказались 114 человек. Всего количество облученных достигло 290 человек, у 10 человек развилась острая лучевая болезнь. Официально выявленное число пострадавших составило 950 человек.
Из погибших, удалось опознать по останкам и частям тела только двоих. В последствии, все останки были кремированы и из-за высокого уровня заражения захоронены в радиационном могильнике.
Ежедневно группа, проработавшая в зоне аварии, отправлялась в госпиталь, где у людей брали кровь на анализы. На следующий день на лодке работала новая группа. Всего через работы в зоне аварии прошло более 150 человек. За зоной аварии был завод и поселок. В этой зоне загрязнения работали военные строители, полки химической защиты флота, рабочие завода и служба радиационной безопасности завода. Химический и радиационный контроль осуществлялся под руководством начальника химслужбы ТОФ.
Ликвидация последствий аварии:
Работы на аварийной ПЛ продолжалась безостановочно до 16.00 23 августа. Аварийную ПЛ на плаву удержали, но очистить от загрязнения не смогли. 23 августа буксир перевел К-431 через залив Стрелок в бухту Павловского, основную базу 4-ой флотилии к нулевому пирсу. Там она находилась до недавнего времени. На корабле и по-прежнему сохранялся крайне высокий уровень радиационного заражения.
Существовало 2-3 технических проекта решения проблемы. Предполагалось участие в проектах международных спонсоров, для финансирования утилизации загрязненной ПЛ. По обновленной информации, удалось решить техническую проблему локализации аварийных отсеков.
Обе аварийные ПЛА были доставлены в Большой Камень, на завод “Звезда”. Там, были выгружены АЗ обеих ПЛА и реакторные отсеки были отделены от корпусов ПЛА. Обе лодки утилизированы, а реакторные отсеки с двумя прилегающими с каждой стороны выделены в герметичные 3-х отсечные блоки. Аварийный блок К-431 захоронен в специально построенном котловане-укрытии размером 4х250х60 метров, который был забетонирован после установки туда блока.
Второй 3-х отсечный блок ПЛА К-314, менее пострадавшей при аварии, был поставлен на хранение в ангар убежище (см. фото). Интересный факт, но К-341 это как раз та самая ПЛА, которая под командованием К1Р В. Евсеенко, в марте 1984 года столкнулась с авианосцем Kitty Hawk в Южнокорейском море.
ПРИМЕЧАНИЕ: Для уточнения технических деталей, смотри также комментарии к тексту ниже.
Вот какая занятная штука. Практически все гражданские малые и средние реакторы разрабатываемые и презентуемые сегодня в США имеют поперечный разъем на высоте чуть выше верхней кромки АЗ. Видимо это теперешняя мода. С точки зрения “теоретического” процесса перегрузки, показываемого в презентациях, это технологично, но технологично ровно с того момента, как вы “раскрутите гайки”, на минуточку, находящиеся глубоко под биозащитой. Сразу возникает несколько вопросов:
- кто или что будет это делать?
- каким образом осуществляется уплотнение?
- как туда попасть, в маленький контеймент и под биозащиту?
- …
- …
Ну чо, они “молодцы”.
(продолжение следует)
Здесь представлено продолжение поста 25.1, про первые “появления на широкой публике” ППУ РИТМ-200. Скудность информации не позволяет сделать полностью достоверные выводы, но кое-что, сказать можно:
- Активная зона: Малокипящая, или с подкипанием, подразумевающая работу в режиме ЕЦ, до определенного уровня мощности. Вероятнее всего не менее 20%, как это было и ранее. Но скорее всего больше. Предполагаю, что до 40%. Соотношение высота/диаметр около 0.7 – 0.8, “таблетка”. В отличие от зон Американских вариантов SMR, где это соотношение составляет более > 1.2…1,4. Думаю, что придумывать ничего исключительного не стали. “Глубокое физическое профилирование”, довольно большое число каналов (примерно 400) размещенных по гексогональной решетке, ТВЭЛы с описанным диаметром около 7 мм. Интересен вопрос по обогащению и выгорающему поглотителю (ВП). Скорее всего 4 – 6 суб-зон/массивов в разных комбинациях обогащения и размещенного ВП, что дает в совокупности около 10 суб-зон.
- Принудительная циркуляция: 4 насоса, вероятнее всего все “односкоростные” (для упрощения и надежности), диагональные, одноступенчатые (разумеется). Скорее всего, принято кардинальное решение о переходе на однообмоточные погружные электродвигатели, поскольку частотное регулирование скорости уже перестало быть экзотикой. 4 насоса позволяют ступенчато регулировать расход в АЗ, примерно через 25%. Скорее всего, регулирование позволяет осуществлять довольно плавные переходы с мощности на мощность, при включении или выключении насосов.
- Парогенератор: Тут практически нет сомнений, что это отличный парогенератор, шедевр еще Советской науки и производства Балтийского завода. Прямоточный, кассетный, примененный ранее на подобных морских ППУ (последних ОК-650 или КТМ). Наблюдаем на корпусе непонятное (?) количество патрубков подачи ПВ, отвода пара – 12. Скорее всего, просто не получается верно их подсчитать. Их должно быть либо 8, либо 16. Причем второе число так же понятно как и первое. Если первое связано с количеством секций ПГ-4 шт, то второе хоть и связано с количеством секций ПГ-8 шт, но судя по всему имеет еще и теплофизический смысл.
- Корпус реактора, внутреннее наполнение корпуса реактора: Заметны некоторые отличия и похожести на предыдущие конструкции. Сверху вниз: традиционная крышка на шпильках, надежно, понятно, технологично. Далее, судя по свободному пространству под крышкой, СКОиД внутри реактора. А значит нет баллонов, нет множества лишних трубопроводов, нет большой группы оборудования СКОиД. Понятно утверждение и существенном улучшении массо-габаритных показателей. Но наличие “встроенного” в корпус компенсатора, подразумевает определенные алгоритмы управления. Размеры корпуса около 9 м, в сравнении с габаритами реактора NuScale меньше примерно на 3 метра.
- Тракт циркуляции теплоносителя 1К: примечательно, что на макете корзина АЗ немного отдалена от сборок. Для уточнения, хорошо бы подсчитать “физику” АЗ с разными отражателями. Не заметно “большое количество” тепловых экранов, это нормально для современных аппаратов. Щелевой фильтр и экран “ловушка” на днище. При принудительной циркуляции, охлажденный т/н 1К к и от ЦНПК движется по патрубкам “труба в трубе”, вероятнее всего, общая гидрокамера и заслонки при остановленных насосах, для обеспечения ЕЦ. Подъемный участок, это то, что представляет отдельный интерес. Тяговые трубы похоже отсутствуют, либо немного укорочены или скрыты сознательно? Основная подъемная труба/шахта заужена меньше, чем ранее. В середине шахты расположена промежуточная плита (?), скорее всего предназначенная для обеспечения устойчивости тяг компенсирующих групп СУЗ в потоке ТН-1К.
- Исполнительные механизмы: 9 (?) приводов. Пока не могу сказать, отказались ли от комбинации функций управления и защиты, но вполне вероятно, что да. Либо это 6+3 или 7+2 компенсирующие группы и стержни защиты, соответственно. Но вероятно, что все 9 выполняют совместные функции, с частичным погружением в АЗ при поступлении сигнала а/з. На обнаруженных в сети более ранних картинках, ИМ СУЗ показаны в количестве 6-7. В любом случае, это 2 центральные и некоторое количество периферийных.
- МВЗ, ГВД и БОиР(ы): Судя по баку и схеме на заднем плане, 2 БОиРа и 2 ФИО (?) с т/о рекуператороами. Число баллонов газа высокого давления минимизировано до 1-2 и они также размещены под БЗ.
- Указано, что снижен тепловой поток и чуть более меньшая мощность, 170 MWt, а это явный признак более низкого обогащения. Кампания скорее всего довольно длинная. 3-4 перезагрузки (?) на40 лет службы реактора.
- Определенная конструкция компенсации давления, скорее всего означает, что PLT или “усы” со снижающейся средней температурой в АЗ, а закон управления, по температуре на выходе, в функции от мощности.
- Температура на выходе и входе, довольно стандартны, перепад на АЗ не около 100 градусов. Номинальное давление около 160 кг/см2. Это означает и определенные параметры турбины, вполне себе изученные и отработанные при многолетней эксплуатации.
1. Разработка новой реакторной установки для атомного ледокола.
Новые требования к энергетической установке ледокола послужили хорошим поводом для разработки новой реакторной установки. Прежняя ледокольная установка разрабатывалась в 60-е годы прошлого века и уже не может считаться вполне современной.
Благодаря настойчивости энтузиастов, в ОКБМ сегодня завершен технический проект совершенно новой реакторной установки, получившей название РИТМ-200. Сотрудники «Курчатовского института» принимали непосредственное участие в проектировании этой установки. Они исследовали на математических моделях ее динамические характеристики, обосновывали водно-химический режим, выполняли нейтронно-физические расчеты. Были выполнены работы по обоснованию возможности контролируемого пуска реактора после длительной остановки.
Несомненно, что создание установки РИТМ-200 является значительным шагом в развитии судовой ядерной техники. Интегрированная компоновка реактора, сниженная энергонапряженность активной зоны, а также другие конструктивные решения значительно повышают ее безопасность, надежность и экономичность. Обладая кроме указанных преимуществ большим модернизационным потенциалом, эта установка определяет перспективы судовой ядерной энергетики на следующие десятилетия.
Из статьи Академика Хлопкина в Независимой газете.
2. Реакторная установка РИТМ-200.
В рамках выставки, проходившей одновременно с форумом, в разделе “Новые технологии и иновационные проекты отечественного судостроения” был представлен стенд предприятия. ОАО “ОКБМ Африкантов” совместно с ОАО “ЦКБ “Айсберг” и ФГУП “ЦНИИ им. академика Крылова” (Санкт-Петербург) представили на выставке проект универсального атомного ледокола нового поколения с инновационной реакторной установкой РИТМ-200.
Универсальный атомный ледокол нового поколения, по сравнению с предыдущими поколениями атомных ледоколов, обладает способностью работать как в открытом океане, так и в устьях сибирских рек, благодаря двухосадочной конструкции судна.
Проект усовершенствованной реакторной установки РИТМ-200 для универсального ледокола разработан ОАО “ОКБМ Африкантов” на основе опыта создания и эксплуатации реакторных установок действующих и эксплуатирующихся в России атомных ледоколов и с учетом современных тенденций развития мировой атомной энергетики. В состав реакторной установки РИТМ-200 входят два реактора, имеющие тепловую мощность 170 МВт каждый – это больше, чем мощность установки КЛТ, используемой в современных атомных ледоколах (140-150 МВт).
В рамках форума был организован Всероссийский профессиональный конкурс “Элита судостроительной промышленности России”, на котором проект реакторной установки РИТМ-200 для универсального атомного ледокола получил диплом “За лучший инновационный проект в судостроительной отрасли”.
Из сообщения на сайте АтомИнфо.Ру
3. Атомная силовая установка универсального ледокола.
На основе опыта создания и эксплуатации реакторных установок атомных ледоколов и с учетом современных тенденций развития мировой атомной энергетики ОАО «ОКБМ Африкантов» разработан проект усоврершенствованной интегральной реакторной установки (РУ) «РИТМ 200». Это двухреакторная РУ с реакторами тепловой мощностью 170 мегаватт каждый – больше, чем мощность установки КЛТ, используемой в современных атомных ледоколах – 140-150 мегаватт). В то же время «РИТМ 200» почти в два раза легче и компактнее, соответственно дешевле по материалоемкости и занимает меньше места на судне, а следовательно – экономически эффективнее. Конструктивно такое решение достигается благодаря тому, что парогенераторы, которые раньше находились вне реактора, теперь располагаются непосредственно в нем (интегральная компоновка).
С сайта ОКБМ Африкантов
На столе лежать брошюрки. Получить бы одну.
(Продолжение с попыткой анализа, последует)
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)
Посмотрим (концептуально) на схему правильной системы безопасности малого реактора. Система аварийного расхолаживания. Дадим пищу для ума “многоопытным дизайнерам” из NuScale. А то даже жалко их, из-за серьезной деятельности могут перетрудиться. У них спроектированы две системы DHRS и CHRS. Работу которых еще предстоит разобрать.
(в работе)
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)
