Если рассмотреть причины, по которым реактор необходимо срочно вывести из эксплуатации, то скорее всего, их надо разделить на несколько групп (не детально, очень обобщенно):

SMR are less vulnerable to some types of accidents, including those like the accident at Japan’s Fukushima 1 nuclear power plant that were caused by the complete loss of power.

• Looks to me, we are compare here 40 years old reactor and some modern reactor which do not exist yet? Of cause, interesting to compare jet and car, but what for?

NuScale Power’s 45-MWe modular unit/reactor have no reactor coolant pumps because they rely on natural circulation for emergency cooling… Analysis by NuScale shows it does not need an external supply of water or any power to maintain cooling. The NuScale units sit inside an area flooded with 4 million gallons of water that can be used for cooling…

• Interesting point. I was sure, NC for core cooling in all power diapason, not only in emergency cooling. Looks to me, something wrong here with technical level of presentation.
•  And if Fukishima’s reactors will put in huge-huge pool, it will be more safe reactor? Not true.

The NuScale accident analysis showed that if offsite power were lost for 30 days, the cooling water supply onsite would boil off, but by that time the temperature of the reactor core would be low enough to be cooled by air, he said. The system relies on automatic valves to operate.

• How about this: NO WATER on site? Like Fukushima… Just same condition?
• NuScale analysis related some calculations, which depend from (I am pretty sure) not exact initial conditions.

Once shut down, air cooling would work indefinitely, according to a slide in Landrey’s presentation.

• Not exactly. According presentations NuScale has a lot of problems in safety systems design and conceptual philosophy.

The NuScale reactor does not require backup power because of its passive cooling design.

• Oh, really? How about operating and control? Data aquisitions? Valves operating?

The NuScale containment vessel, which encloses the reactor, is made of stainless steel 10 times stronger than that of a large pressurized water reactor, NuScale said in a presentation on safety on its website.

• 10 times, is really funny number. Why not in 1,000 or not in 10,000? Interesting “engineering” calculations.

Even without power, SMRs, like the NuScale design, are also more resistant to earthquakes because the reactor and containment vessels are located below ground. The NuScale design can resist earthquakes that result in ground motion equal to 0.5 times the acceleration of gravity, whereas many larger reactors are proven to safely resist only an earthquake with half that ground motion…

• Looks like extremely “simple” solution. And different planet for NuScale. Actually if all future NPP will put under ground, no problems in future?

Howver, that “may prove to be a challenge” because of a slowdown related to financing problems encountered recently by the company.

• Of cause, 350,000,000 USD per NPP not a lot. Interesting, how much price in Westinghouse. I see here, this guy (Landrey) just asking more money?

From: http://www.platts.com/RSSFeedDetailedNews/RSSFeed/ElectricPower/6126955

William Freebairn (william_freebairn@platts.com)

Yanmei Xie (yanmei_xie@platts.com)

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)

Получается следующая штука. Чтобы проанализировать вывод, надо четко понимать, как производится ввод реактора. Это как минимум. Если даже, есть четкое представление об одной, даже однотипной установке, совсем не обязательно, что оно запросто трансформируется на подобную. Так как, как минимум состав оборудования может быть разным. Требуется анализ параметров и понимание процессов с поправкой на дизайн. Но все-таки, базовое понимание помогает сделать кое-какие выводы и активно подискутировать с оппонентами. Как учили.

Поэтому, вернемся на шаг назад. К вводу установки типа NuScale и к параметрам 1К. В свое время, некий персонаж из NuScale, с удивлением узнал о том, что вода при нагревании расширяется. Сюрприз, сюрприз…

Если, по грубым расчетам, в контуре должно находится около 40 м3 воды (запрос на предоставление данных я направил, но вот предоставят ли?), то при разогреве до максимальной температуры на выходе из АЗ ~ 300  град С, необходимо будет вытеснить около/более трети. Это обеспечит приемлемую упругость контура, паровую подушку в верхней части и необходимую компенсацию перепадов давления 1К при изменениях параметров установки. А это значит, что специально подготовленная вода с возможными осколками деления (при развившейся негерметичности ТВЭЛов), должна быть вытеснена в специальный объем под биологической защитой. Более того, эта вода должна быть готова в ситуации сброса АЗ, при аварии, снова быть закачана в корпус реактора. Ведь при остывании объем теплоносителя уменьшится, а значит уровень опустится ниже кромки перелива и циркуляция по контуру станет невозможной.

Это значит, что при охлаждении ПГ, вместо организованной циркуляции предполагается устроить в верхней части своеобразный конденсатор, на стенках которого будет конденсироваться пар из кипящей/греющейся АЗ и конденсат будет опускаться вниз. Непонятно, такова ли задумка проектировщиков?

Похоже, что тепловая схема 2К имеет теплообменник-рекуператор, поскольку задекларированная температура ПВ, поступающей в ПГ ок. 150 град С. Но как он встроен в схему, пока непонятно.