(в работе)
Судовые ядерные энергетические установки (ЯЭУ) с жидкометаллическим теплоносителем (ЖМТ) имеют ряд неоспоримых преимуществ. Одно из важнейших, получение перегретого пара с параметрами более высокими, чем в ЯЭУ с классическими водо-водяными реакторами (ВВР).
Пионерами в создании субмарин с ЯР ЖМТ стали американцы. Правда, лодка такая у них была построена всего одна – SSN-575 Seawolf и реактор на ней установили тоже один – типа S2G. Охлаждался он жидким натрием. Лодку Seawolf, вступившую в состав ВМС в 1957-м, рассматривали в качестве опытной альтернативы первой в мире ПЛА SSN-571 Nautilus, имевшей ВВР S2W. В Пентагоне хотели определиться на ближайшее будущее, какая ЯЭУ для подводных лодок предпочтительнее.
Перспективы ЖМТ прельщали. При давлении теплоносителя в первом контуре в 20 раз меньшем, чем в ЯЭУ с ВВР, температура рабочего пара после ПГ в ЯЭУ ЖМТ оказалась в 1,8–1,9 раза выше. Однако сама ЯЭУ у американцев получилась довольно сложной. Во втором контуре между трубками парогенератора циркулировал промежуточный теплоноситель – сплав натрия и калия, нагревающий питательную воду, которая испарялась в ПГ. С натрием вышла незадача. Наблюдалась интенсивная коррозия конструкционного металла на фоне роста в последнем напряжений, которые были обусловлены значительным температурным перепадом в РУ (250 градусов). И это еще не все. В случае аварии с разрывом трубок ПГ натрий и калий вступили бы в бурную реакцию с водой, что неминуемо привело бы к тепловому взрыву. Налицо проблемы с конструкцией, с техническими решениями.
Несмотря на очевидные теплофизические преимущества реактора S2G, американские моряки в целом остались им недовольны. ЯЭУ Seawolf оказалась менее надежной, чем у Nautilus. Кроме того, большие хлопоты доставляла необходимость постоянного поддержания высокой температуры ЖМТ при нахождении лодки в базе, чтобы он не застыл и не «дал козла» (не затвердел), выведя ЯЭУ и соответственно ПЛА из строя. Поэтому американцы эксплуатировали Seawolf c S2G недолго. Уже в 1958 году лодка прошла капитальную реконструкцию. ЖМТ РУ от греха подальше заменили на более привычную и надежную с ВВР S2WA – по типу реактора, установленного на Nautilus. С ним она прослужила еще долгие годы.
Кит-рекордсмен
В нашей стране задачу применения ЖМТ ЯЭУ на атомных подводных лодках взялись решать почти одновременно с США. Это предусматривалось принятым в 1955 году постановлением Совмина СССР. Работа над ПЛА пр. 645 началась вскоре после того, как в Северодвинске была заложена первая советская атомная субмарина К-3 проекта 627 «Кит» (с ВВР). Закладка там же К-27 пр. 645 состоялась летом 1958-го, когда К-3 уже проходила ходовые испытания в Белом море. Через пять лет К-27 была принята в состав ВМФ СССР. Главными конструкторами проекта 645 были Владимир Перегудов и с 1956 года Александр Назаров (СКБ-143, ныне СПМБМ «Малахит»).
Сама по себе К-27 являлась «энергетической» модификацией первых советских АПЛ проектов 627 и 627А. Внешне от них и не отличалась. Главное новшество 645-го проекта заключалось в том, что вместо ВВР ВМ-А у «Китов» на экспериментальной по сути К-27 установили два реактора ВТ-1 с жидкометаллическим теплоносителем, в качестве которого использовался сплав свинца и висмута. Ядерная паропроизводящая установка (ЯППУ) с ВТ-1 была разработана конструкторским коллективом КБ-10 (будущее ОКБ «Гидропресс») под научным руководством академика Александра Лейпунского. Изготовили ЯППУ на Подольском машиностроительном заводе.
Официально отнесенная к опытным кораблям К-27 была полноценной боевой ПЛА. В апреле 1964-го она отправилась с Кольского полуострова в атлантический поход к экватору в подводном положении, что для нашего подплава было впервые. За 1,240 часов хода К-27 оставила за кормой 12,400 миль. Рекорд! Командир К-27 капитан 1-го ранга Иван Гуляев за успехи в освоении новой техники был удостоен звания Героя Советского Союза.
Как и американцы, советские моряки сразу столкнулись со сложностями эксплуатации. Это и необходимость постоянного (то есть и у причала, и при нахождении в доке) поддержания температуры первого контура свыше 125 градусов, и загрязнение ЖМТ радиоактивным полонием-210 (продуктом трансмутации Bi-209), и потребность в наличии на базе спецоборудования для приготовления свежего сплава свинец-висмут и приема с борта лодки такого отработанного «коктейля», причем радиоактивного. Кроме того, К-27 оказалась весьма шумной и потому более заметной, нежели ПЛА вероятного противника. Это огорчало адмиралов больше всего.
В мае 1968 года К-27, только-только прошедшая плановый ремонт, отправилась отрабатывать курсовые задачи боевой подготовки, а заодно и проверить работоспособность энергоустановки. Увы, проблемы проекта дали о себе знать и тот поход для К-27 оказался последним. Как только лодка дала полный ход, ЯР левого борта вышел из строя, часть ТВЭЛов разрушилась. Лодка всплыла и на одном реакторе вернулась в базу. К несчастью, авария имела тяжкие последствия: продукты деления проникли в обитаемые отсеки. Переоблучился экипаж, восемь моряков умерли в госпиталях, еще один задохнулся на борту в противогазе. Специалисты пришли к выводу, что наиболее вероятной причиной аварии стало загрязнение АЗ ЯР твердыми шлаками и окислами Pb и Bi. Это было учтено при создании новых лодочных ЯР с ЖМТ. Саму К-27 восстанавливать не стали, отправили на прикол. В 1982-м ее затопили северо-восточнее Новой Земли в Карском море.
Истребитель-автомат
Опыт эксплуатации К-27 оказался драматическим, но не бесполезным. Из него были сделаны выводы, положенные в основу создания новых АПЛ с ЖМТ (тоже Pb-Bi) ЯР и титановым прочным корпусом – одной предсерийной проекта 705 и шести серийных 705К (обобщенное название «Лира», по условной классификации НАТО – Alfa).
К разработке приступили в том же СКБ-143 под руководством главного конструктора Михаила Русанова. Построенная на Ново-Адмиралтейском заводе в Ленинграде К-64 была чисто опытной и прослужила недолго из-за аварии с застыванием теплоносителя. Серийные же шесть атомарин (К-123, К-316, К-373, К-432, К-463 и К-493), строившиеся как в Ленинграде, так и в Северодвинске на Севмашпредприятии и пополнившие флот в 1977–1981 годах, благодаря великолепным тактико-техническим данным доставили немало головной боли ВМС США.
Характеристики были получены благодаря тому, что однореакторная ЯППУ БМ-40А со Pb-Bi ЖМТ превосходила ЯППУ с ВВР других субмарин своего времени по эксплуатационной маневренности вдвое, по энергонасыщенности – в 1,5–2,5, а по удельно-массовым характеристикам – в 1,3–1,5 раза. Примечательно, что ПЛА проекта 705К почти не уступали в скорости (41 узел) западным противолодочным торпедам и развивали полный ход за какую-то минуту. Располагая поистине «истребительной» верткостью, «Лиры» могли атаковать противника с самых невыгодных для них секторов, даже будучи обнаруженными вражеской гидроакустикой.
И это еще не все. «Лиры» оснащались комплексными САУ энергетикой и оружием. Это позволило свести до минимума численность экипажа – она была в три раза меньше, чем у других ПЛА: 31 офицер и один мичман. Интересный момент: замполит в экипаже отсутствовал, и проведение партийно-воспитательной (именно так, а не привычной в ВС СССР партийно-политической) работы возлагалось на командира. На флоте эти лодки заслуженно прозвали «автоматами».
Правда, широкого распространения и дальнейшего развития лодки проекта 705К (они входили в состав 6-й дивизии подводных лодок Северного флота) не получили. «Лиры» прослужили до начала 90-х годов (головная К-123 – до 1996-го), с одной стороны – доказав исключительные тактические преимущества, а с другой – выявив значительные сложности в эксплуатации, связанные прежде всего с необходимостью постоянного поддержания определенного уровня физико-химических характеристик теплоносителя, ведь сплав Pb-Bi должен был находиться в жидком состоянии.
Кроме СССР (России), столь длительного опыта применения подобных реакторов на подводных лодках нет ни у кого. Монополию в подводном атомном (как, впрочем, и в надводном) кораблестроении держат ВВР.
И вот тут, в догонку видео:
Автор: Константин Чуприн, с редакторскими правками
Источник: Военно Промышленный Курьер
Будучи многолетним апологетом легководников, никогда бы не подумал, что буду выступать адвокатом ЖМР. Но пришлось недавно порассуждать о перспективах развития “малышей” и получается, что в конкретно определенных рамках альтернативы сплаву Pb-Bi нет.
Не Na, не Hg, не пресловутой и распиаренной “соли”, я кстати считаю солевую тему конкретной “панамой”, а именно нелюбимому многими тяжелому сплаву. А теперь, по прозвучавшей за разговорами просьбе/рекомендации еще и пришлось письменно оформить мнение об этом предмете.
Но вот что интересно. После всех размышлений мне показалось, что зашоренность модным моноблочным дизайном сильно мешает таким проектам. Получив же отзыв, сильно захотелось ответить анонимному “ученому соседу”. Даже не знаю…
Фото: Кристаллы Висмута
В России ведутся испытания автономного необитаемого Подводного Аппарата (ПА) «Клавесин-2Р». Такими беспилотными ПА будет вооружена ПЛА специального назначения БС-64 «Подмосковье» проекта 09787.
Первое поколение ПА «Клавесин-1Р» (на фото) было испытано в 2007 году. Тогда были достигнуты: глубина погружения 6083 метра, дальность хода до 300 километров и автономность работы 5 суток. Характеристики второго поколения не называются официально – работы по проекту имеют важное значение для ВМФ России. У первого и второго типа «Клавесинов» схожие длина – около 6 метров и диаметр – 0,9-1 метр. Также в открытых источниках сообщается, что «Клавесин-1Р» представляет собой «глубоководный многоцелевой комплекс, оснащенный современными средствами автономной и гидроакустической навигации и связи, реконфигурируемой системой управления, целевой аппаратурой для выполнения поисковых работ, съемки и картографирования морского дна». Его испытания проходили в Японском море и Курильско-Камчатском глубоководном желобе. Также беспилотный ПА прошел «опытную эксплуатацию на континентальном шельфе в Арктике и при поиске затонувшего радиоизотопного источника в Охотском море».
В российских СМИ уже появились оригинальные гипотезы, что этот автономный аппарат является «младшим братом» ужаса американских адмиралов – атомной спецторпеды «Статус-6». Источник не располагает данными о возможном применении «Клавесина» в виде атомного дрона: судя по всему, это вполне обычный, для своего класса, ПА используемый для ведения разведки и поисковых работ. На это намекает и скромная скорость его передвижения, которую называют несколько российских источников – около 3 узлов (5,5 км/ч).
Предполагается, что кроме БС-64 новые аппараты этого семейства получат модернизированные атомные субмарины проекта 949АМ.
Примечание редактора: Скорее всего на фото прототип, уменьшенная копия “изделия” предназначенная для испытаний систем управления и прочей начинки. Судя по другим фотографиям, попавшим в сеть, на испытательной модели применены подруливающие устройства. Количество винтов говорит лишь о временной пропульсивной силовой установке замещающей реальную.
Источник: http://www.tehnoomsk.ru/node/2258
Пока NuScale изобретает велосипед и продает свой, морально устаревший еще до рождения, реактор “всем лишь бы кто купил”, мимо автора этого поста в ЖЖ прошла сварка первого корпуса судового реактора РИТМ-200 (см. первое фото ниже).
Изготовление первого корпуса реактора РИТМ-200 для нового линейного атомного ледокола (ЛА).
Изготовление второго корпуса реактора для ледокольной РУ РИТМ-200. Обратите внимание на отсутствие шпилек крепежа крышки, что интересно.
Водо-водяной реактор проекта ОКБМ им. Африкантова (разработчиков всех реакторов атомного флота) должен стать основой ГЭУ нового атомного ледокола пр. 22220 (см. подробный ролик).
Строящийся ЛА “Арктика”, куда встанет “РИТМ-200”. В центре виден реакторный отсек.
Это реактор интегрального/модульного типа (кассетные ПГ расположены внутри корпуса реактора См. фото). На низкообагащенном урановом топливе с обогащением до 20% и кампанией до 7 лет. Тепловая мощность реактора – 175 МВт, в составе ППУ он работает на паровую турбину ТГ мощностью 36 МВэ. Корпус первого реактора уже проходит гидроиспытания в ЗИО, чтобы затем отправится в ОКБМ на сборку внутриреакторных конструкций.
Технические данные реакторной установки РИТМ-200.
Разрез РУ (стендовый/выставочный макет).
Чуть выше горизонтального патрубка подвода теплоносителя от насоса видны кассетные парогенераторы, располагающиеся возле обечайки корпуса реактора. Они же видны на правой “отрезанной” части макета. Это решение пришло из реакторов ВМФ и для гражданских морских реакторов является рывком в плане улучшения массо-габаритных показателей и надежности систем. ППУ РИТМ-200 в составе ГЭУ с вспомогательными системами показан в более ранних постах об этом реакторе у РУ, 25.1 и 25.2.
Два таких модуля размером 6х6 метров и весом 1100 тонн (биозащита не показана) и будут составлять ГЭУ ледокола “Арктика” (рис. 5).
Сравнение РИТМ-200 с предшественником КЛТ-40, проигрывающим по сложности системы компенсации объема и давления (СКОиД), массе и габаритам.
ОКБМ в свое время порадовал вот такой фоткой СУЗов реактора РИТМ-200.
Загадка, что же такое раскладывают там эти парни в белом.
Источник: http://tnenergy.livejournal.com/30625.html?view=675233#t675233
«Росатом» поставит на поток строительство ПАЭС
Госкорпорация «Росатом» до конца года намерена произвести испытания приемопередающего оборудования плавучей атомной тепоэлектростанции (ПАТЭС «Академик Ломоносов», а в сентябре начать обучение первых членов экипажа. Полностью объект планируют сдать до 2019 года, после чего ПАТЭС отбуксируют в порт Певек на Чукотке для замены выработавшей свой ресурс Билибинской АЭС. Успешная реализация этого проекта позволит обкатать технологию создания компактных атомных энергоблоков «конвейерной сборки» для различных целей — от выработки электричества до опреснения воды — и вдвое снизить ее стоимость. На прошлой неделе журналисты впервые побывали на ПАТЭС, которая строится на мощностях Балтийского завода в Петербурге.
Роль экскурсовода по плавучей атомной электростанции взял на себя главный строитель ПАТЭС «Академик Ломоносов» Александр Ковалев. Со всех сторон нас окружают провода и оборудование непонятного назначения, а операторы с камерами толпятся в узком коридоре, гуськом пересекая переборки между отсеками.
«Здесь у нас будет спортзал, там бассейн, дальше каюты», — показывает Ковалев. Пока трудно представить все это великолепие, лавируя между свисающих кабелей по бесконечным узким лестницам и коридорам станции. Самое большое помещение на плавучей энергоустановке — отсек для перегрузки отработанного ядерного топлива. «Если вы посмотрите налево и направо — это как раз помещения свежего топлива», — объясняет Ковалев. В помещении под нами будут расположены два ядерных реактора, а по левому и правому бортам внизу — хранилища отработанного топлива. Экипаж первой плавучей АЭС будет состоять из 78 человек, для каждого из которых предусмотрены одноместные каюты. На нижних палубах есть и двухместные — для гостей.
Заложенная еще в 2006 году ПАТЭС «Академик Ломоносов» — головной проект «Росатома» по созданию серии мобильных транспортабельных энергоблоков малой мощности. С 2009 года плавучая станция строится по заказу госкорпорации на Балтийском заводе (входит в Объединенную судостроительную корпорацию) в Санкт-Петербурге, до этого проектом занимался «Севмаш». Активная фаза стройки, по словам представителей «Росатома», ведется около трех с половиной лет: сооружение ПАТЭС на несколько лет приостанавливалось по независящим от атомщиков причинам, на фоне банкротства Межпромбанка Сергея Пугачева (Балтзавод перешел под контроль ОСК в 2011 году).
«Академик Ломоносов» — это мобильная атомная теплоэлектростанция электрической мощностью более 70 мегаватт, включающая две реакторные установки КЛТ-40С. ПАТЭС сооружается на основе серийной энергоустановки атомных ледоколов, эксплуатирующихся в Арктике, но в отличие от них не является самоходной — ее нужно буксировать по воде к пункту назначения. Там ПАТЭС подключается к береговой инфраструктуре, чтобы обеспечивать населенные пункты электроэнергией и теплом. Плавучий энергоблок предназначен для энергообеспечения портовых городов, крупных промышленных предприятий и комплексов по добыче нефти и газа на морском шельфе.
В «Росатоме» считают, что в России использование атомной энергии наиболее актуально для обеспечения теплом и энергией отдаленных районов Севера (такие районы и приравненные к ним занимают около 50 процентов территории РФ с населением 20 миллионов человек). «Единая энергетическая система России охватывает лишь 15 процентов территории страны, поэтому северные регионы находятся в зоне децентрализованного энергоснабжения, где преобладают маломощные энергетические источники на привозном органическом топливе», — отмечают в «Росатоме». Первая российская ПАТЭС как раз и рассчитана на работу в условиях Крайнего Севера и Дальнего Востока. Аналогичные установки при соответствующей «доводке» могут использоваться и в других энергодефицитных регионах — хоть в Крыму, говорит Ковалев. В конструкцию «Академика Ломоносова» глобальные изменения вноситься не будут, но последующие плавучие АЭС смогут приспособить практически к любым климатическим условиям и запросам заказчика. На международном рынке, например, наверняка будет востребовано дополнительное опреснительное оборудование.
«Академик Ломоносов» должен пришвартоваться в порту Певек на Чукотке в 2019 году и к 2021-му выйти на полную мощность, заменив Билибинскую АЭС, которую к этому сроку выведут из эксплуатации. ПАЭС рассчитана на 40 лет эксплуатации, но каждые 10-12 лет ей необходим плановый ремонт длительностью около года. Это означает, что источник электричества и тепла в порту Певек до 2030-го придется заменять второй ПАТЭС со схожими характеристиками.
«Станция способна обеспечить функционирование энергоизолированных регионов и потребителей в этих районах и создать им качественно иные условия жизни. ПАТЭС представляет собой абсолютно независимый энергогенерирующий блок, который можно перемещать в любую точку планеты», — рассказывает руководитель филиала «Росэнергоатома» — дирекции по сооружению ПАТЭС Сергей Завьялов. По его словам, мощность ПАТЭС «Академик Ломоносов» позволит поддерживать жизнеобеспечение населенного пункта до 100 тысяч человек. Степень готовности энергоблока плавучей АЭС он оценивает «до 70 процентов», что соответствует плановым срокам строительства. Завьялов отмечает, что на достройку ПАТЭС нужно еще полтора-два года, у строителей есть время до планового 2019-го.
На следующем этапе, рассказывает Завьялов, пройдут испытания всех приемопередающих устройств станции: «Нам необходимо обеспечить не только жесткую швартовку [судна], но и динамические перемещения, связанные с изменениями уровня моря, ледовыми и ветровыми нагрузками». Топ-менеджер «Росэнергоатома» подчеркнул, что 2015-2016 годы являются ключевыми с точки зрения сроков ввода ПАТЭС в эксплуатацию: до конца декабря планируют отработать технологии передачи электричества на берег и провести подготовку к швартовым испытаниям. Точные сроки швартовных испытаний он назвать затруднился.
Разработчики рассчитывают, что помимо российского Крайнего Севера ПАТЭС будут востребованы и за рубежом: прежде всего в островных государствах и в развивающихся странах, испытывающих нехватку энергоресурсов.
Новым мобильным источником электроэнергии интересуются китайцы. Летом 2014 года китайская CNNC New Energy и «Русатом оверсиз» (дочерняя структура «Росатома») создали рабочую группу по организации совместного предприятия для создания плавучих АЭС. Завьялов подтвердил, что переговоры о сотрудничестве России и КНР в области сооружения плавучих атомных станций идут успешно и «скорее рано, чем поздно» перейдут в практическую плоскость. По его словам, речь идет прежде всего о кооперации в судостроении, поскольку китайцы «весьма преуспели» в создании крупнотоннажных судов. «Верфи в Китае мощные, высокотехнологичные, а руководство страны поддерживает судостроителей серьезнейшим образом», — пояснил он. При этом российская сторона намерена сохранить ведущую роль в производстве атомной энергоустановки, располагая в этой области исключительными знаниями и уникальными технологиями.
Но чтобы ПАТЭС/ПАЭС захотели покупать третьи страны, нужно довести ПАЭС “до ума”, запустить ее, протестировать и значительно снизить стоимость, сделав ее серийной. Завьялов обращает внимание на то, что использовать новую модель ПАЭС можно не только для выработки тепла и электричества, но и для опреснения воды (по прогнозам ЮНЕСКО к 2050 году с проблемой нехватки пресной воды могут столкнуться от 2 до 7 миллиардов человек). Это может еще больше расширить рынок потенциальных заказчиков.
В дальнейшем создатели планируют оптимизировать размеры и функциональность станций: например, ограничиться только выработкой электроэнергии (это может быть сделано уже при строительстве второй ПАТЭС для чукотского порта Певек). Такой подход, считает Завьялов, позволит снизить стоимость плавучих АЭС вдвое (стоимость первой ПАТЭС составляет около 20 миллиардов рублей), а также на 40 процентов сократить сроки строительства. Плавучая станция «Академик Ломоносов» станет своеобразным полигоном для отработки технологий и взаимодействия с энергосетевыми компаниями, что позволит поставить производство ПАТЭС на поток. «В дальнейшем мы можем оптимизировать технические решения: создавать объекты в разы меньшие по водоизмещению, отказываться от ряда функций, таких как хранилище отработанного топлива, перегрузочного оборудования, жилой модуль для экипажа», — поясняет Завьялов. Это, по замыслу разработчиков, позволит создавать компактные максимально автоматизированные плавучие АЭС «конвейерной сборки» с более мощными и современными реакторными установками (РИТМ-200 и ВБР), способными выдавать от 200 до 500 мегаватт. Эскизные разработки таких плавучих станций уже есть, добавил Завьялов. Снизить стоимость можно и за счет отказа от выработки тепла — новые ПАТЭС могут вырабатывать только электричество.
Тренировки первых 17 человек, которые составят команду специалистов для «Академика Ломоносова», начнутся уже в сентябре и займут около двух лет. Для этого в Центральном институте повышения квалификации «Росатома» создана точная копия центрального пункта управления ПАТЭС, где моделируются и отрабатываются различные нештатные ситуации. Команда управления пунктом состоит из пяти человек во главе с главным инженером. У ПАТЭС будет также свой директор. Капитан же будет отвечать лишь за вопросы судовой безопасности.
Источник: http://lenta.ru/articles/2015/08/25/rosatom_pates/
На верфи Балтийского завода сегодня заложили атомный ледокол новой серии “Сибирь”. Головное судно этого проекта “Арктика” уже строится в Петербурге. Новому атомному ледоколу отмерян долгий срок службы и большие перспективы.
Видео можно посмотреть на сайте 100ТВ
Технические характеристики:
- Водоизмещение: 25540/33540 т.
- Главные размерения: длина — 173 м, ширина — 34 м, осадка — 8.55/10.5 м.
- Максимальная скорость хода: 22 узла
- Мощность: 60 МВт
- Ледопроходимость: 2.8 м.
- Автономность: 6 месяцев
- Экипаж: 75 человек
- На судне имеется взлётно-посадочная площадка для приёма вертолёта.
Серия:
- Заводской № 05706 — заложен 05.11.2013 «Арктика»
- Заводской № 05707 — заложен 26.05.2015 «Сибирь»
- Заводской № 05708 — подписан контракт – «Урал»
Изучая процесс и формальное описание описание того, что называется TAV (Technical Analysis) или формальную техническую экспертизу, вероятно это наиболее точный смысловой перевод этого термина, столкнулся с отсутствием единого подхода даже в пределах одной организации. Тем более, что процесс TAV различен для эксплуатации, научных исследований или, например, заявок на гранты. И поскольку, теперь придется еще и выполнять нечто аналогичное, пришлось разработать свою матрицу, ну и конечно, для пристрелки, оценить парочку проектов.
На самом деле, ничего замысловатого. По вертикали, оценки по 5-ти бальной системе, от “отлично” до “крайне плохо”. По горизонтали, основные признаки проекта подлежащие оценке. Признаки могут быть скоординированы между всеми экспертами.
Может кто-то делал нечто подобное и раньше, но передо мной такая задача встала впервые. Как, по возможности объективно оценить чей-то проект?
А вот тут “наш ответ Чемберлену”. Попробовал на примере моего “любимого” проекта: DOE NuScale Letter Вряд ли я что-то смогу поменять в ситуации, деньги будут потрачены “на презентации”, на замыливание ситуации, но письмо такое я написал и отправил в администрацию. Посмотрим, какова будет реакция. В Штатах, обязаны огласить любое письмо пришедшее в адрес Конгресса, на заседании соответствующей комиссии. Получил звонок, от знакомого, что письмо прочел один конгрессмен и весьма заинтересовался ситуацией.
(под контролем)
Чего ж еще ждать, сборище посредственностей и откровенных бездарностей. Море апломба и то, что в России называют едким словечком, “понты”. действительно рад, что несмотря на довольно жесткое личное противостояние (вплоть до интереса со стороны частных и не частных деятелей “шпионского сыска”) и идиосинкразию на Русских специалистов, набор клинических баранов и бездарностей неспособных думать (с зарплатами более 100 тысяч долларов в год), конфликты с расчетами за исследования, нечистоплотность в бизнесе и некоторым количеством плагиаторов, в составе сотрудников, все-таки можно констатировать, что NuScale изо всех сил пытается хоть как-то учить уроки.
Долгое время я критиковал и разбирал проблемные места в их конструкции, и вот, они придумали, точнее зарегистрировали, “новый/очередной” т.н. патент US008437446 обеспечивающий циркуляцию через АЗ при размыкании контура. Значит, то, что я пишу, хоть как-то им помогает включать мозги. В смысле, они читают мою критику. Правда, решения подобные этому были придуманы еще 30-35 лет назад в ОКБМ (интересно, да… хоть и выдаются NuScale в печати и в сети за их собственные инновации). В приличном обществе это называется воровство плагиат.
Как уже говорилось, подобные решения давно имеются, и даже проще чем решения представленные в упомянутом выше патенте. Но хоть так. Но ведь это еще не все. Хотя появление такой разработки означает, что им придется перекраивать алгоритмирование, и перерабатывать все их “супер-системы” безопасности. Кроме того, это косвенно свидетельствует о том, что у них пока не все в порядке с пониманием процессов в контуре и даже с моделью в RELAP(е). Пускай пороются, пускай поищут идеи и даже на этом ресурсе. Долго им еще и … дорого, улучшать дизайн. И не вижу в этом никакого смысла. Создавать копию 30-летнего морского реактора с зоной 40-летней давности? И называть это инновациями и выпрашивать за это бюджетные деньги…
Правда, впрочем как всегда, они не указали причину этих своих разработок, как впрочем не указывали и раньше, например мое имя в отчетах по MASLWR. А снова лишь громогласно объявили и написали, что это решение найдено ими самостоятельно и уже даже запатентовано. Но у меня есть четкое свидетельство, что они лукавят и публикации об этом появились значительно раньше. Когда многие из них еще ходили в детский сад. Написать им, что ли? А интересно, какие это будут юридические последствия.
Предстоит очная встреча с персонажами на конференции, где мне делать доклад. Какую позицию занять? Поязвить или оставить их в покое?
Ну а сами картинки можно поглядеть ниже (без разбора конструкций):
Рисунки из официального патента США #US008437446.
|
Technical data: |
Floating Nuclear Power Plants (low power) with LWRs: |
||||
|
ABV-6M |
SWBR-10 (BWR) |
KLT-40C |
RITM-200 |
VBER-300 |
|
|
Floating Nuclear power units: |
|||||
| Electric power (MWe): |
2 по 6 |
2 по 12 (?) |
2 по 35 |
2 по 40 |
2 по 325 |
| Displacement (т): |
8,700 |
8,000 |
21,500 (?) |
17,500 |
49,000 |
| Dimensions (м): |
97.3х21.6х5 |
93.3×21.6×4.2 |
144.2x30x5.6 |
135x30x5 |
170x62x5.5 |
| Crew (men): |
53 |
51 |
84 |
80 |
150 |
| Repair time (years): |
10 |
17 |
10…12 |
10…12 |
20 |
|
Reactor unit data: |
|||||
| Heat power (MWt): |
2 unit 38 each |
2 unit 43.3 each |
2 unit 148 each |
2 unit 175 each |
2 unit 900 each |
| Steam production (t/hour): |
2 unit 55 each |
2 unit 56 each |
2 unit 240 each |
2 unit 250 each |
2 unit 1,728 each |
| Refueling (years): |
2…3 |
7 |
1…2 |
4.5…10 |
10 |
| Reactor mass (т): |
2 по 200 |
– |
3,740 |
2,200 |
2 unit 1,330 |
| Reactor unit dimensions LхHхW (м): |
12×17.2×12 |
6х13.2х15.5 |
12×17.2×12 |
6×13.2×15.5 |
2 unit 11.3×11.3×14.5 |
Floating Nuclear Power Plant “Academician Lomonosov”, the final part of manufacturing process. St-Petersburg “Baltiysky Zavod”
В России, на основе ранее выполненных проектно-конструкторских работ подготовлен дизайн практически всего необходимого для экспорта спектра (по энергетике) плавучих АЭС и АТЭС. Уровень проработки проектов не уступает конкурентам, а по эксплуатационным качествам и новизне явно их превосходит. Основное преимущество, то, что все разработки базируются на ранее испытанных реакторах и полномасштабных наземных прототипах. Степень проектной готовности всех этих установок много выше любого из подобных проектов в США. И уж точно выше качество идей.
|
Основые характеристики: |
Плавучие атомные электро- и тепловые станции малой мощности (с установками)*: |
||||
|
АБВ-6М |
СВБР-10 (ЖМТ) |
КЛТ-40С[i] |
РИТМ-200 |
ВБЭР-300 |
|
|
Данные плавучих энергоблоков: |
|||||
| Мощность электрическая (MWe): |
2 по 6 |
2 по 12 (?) |
2 по 35 |
2 по 40 |
2 по 325 |
| Водоизмещение (т): |
8,700 |
8,000 |
21,500 (?) |
17,500 |
49,000 |
| Размерения (м): |
97.3х21.6х5 |
93.3×21.6×4.2 |
144.2x30x5.6 |
135x30x5 |
170x62x5.5 |
| Персонал (чел): |
53 |
51 |
84 |
80 |
150 |
| Межремонтный период (лет): |
10 |
17 |
10…12 |
10…12 |
20 |
|
Данные реакторных установок: |
|||||
| Мощность тепловая (MWt): |
2 по 38 |
2 по 43.3 |
2 по 148 |
2 по 175 |
2 по 900 |
| Паропроизводи-тельность (т/час): |
2 по 55 |
2 по 56 |
2 по 240 |
2 по 250 |
2 по 1,728 |
| Интервал между перегрузками (лет): |
2-3 |
7 |
1-2 |
4.5-10 |
10 |
| Масса реакторного блока (т): |
2 по 200 |
– |
3,740 |
2,200 |
2 по 1,330 |
| Размеры блока ДхВхШ (м): |
12×17.2×12 |
6х13.2х15.5 |
12×17.2×12 |
6×13.2×15.5 |
2 блока по 11.3×11.3×14.5 |
[i] Реализуемый проект. В стадии постройки
If we consider the reasons/causes for which the reactor must be urgently taken out of operating (by scram cause), most of all, they should be divided into several different groups:
- Accidents and failures associated with the reactor’s core work/operating (rho, tau, neutronics power)
- Accidents and failures associated with the primary circuit operating (coolant outcoming high temperature and/or increasing primary pressure in the reactor)
- Accidents and failures associated with the reactor (coolant) leaks of different intensity (coolant level and internal reactor pressure decreasing)
- Accidents related to the turbine part (plant) faults (different reasons, technical or operatings), steam and feed-water (FW) (FW pressure and secondary steam pressure and temperature)
- Accidents related to equipment operating (electric power supply loss and/or failures of important machines, agregates, etc)
- Accidents related to crew operating errors and mistakes.
In amount, all we can consider about 12-15 signals, some of which somehow overlap. For each signal (or group), during scram and cooling process variously operated equipment, which can be used to transient mode power plant unit it to the emergency cooling regime. So, different ways and cooling, emergencies and long-term heat removal process. Let’s do some simple and pretty understandable overview:
- The first two groups have in common is that the power plant (reactor) has no the failure of major equipment and systems, and hence shutdown and heat dissipation can be made rapidly, but in a regular (standard systems and heat removing channels).
- The third group, which includes leaks reasons (small, medium, large, pipes break and/or LOCA), by a strange coincidence, and estimated the designers and inventors are partially not considered (?) for LW-SMR. Specially LOCA.
- The fourth group of the accidents related to faults pumps (FW or Condensate pumps), main condenser (MC), main turbine, pipes breaking off, valves, problems with feed water supply and steam distribution.
- The fifth group related to the blackout not only failure of major equipment (see fourth group), but also to the complete loss of control over the power plant operating and is more worst fourth variant.
- And the sixth group, which we are not discussing here.
So, before we found out that for the safe shutdown procedures (algorithms) of the power plant (reactor) need several heat removal ways (channels). While we do not consider the circulation of primary coolant yet, which is a separate and very interesting point of discussion.
The first channel (normal heat removal process) is the way to drop the steam, steam-water mixture or water (in various regimes) from the steam-generator (SG) through the steam pipes, to the MC. In this case, starting-up feed-water pumps and condensate pumps are working normally, also. And, feed-water going through SG, after going into the MC with pre-wet steam with cold water. Then transient to steam-water mixture regime, and in the end only heating water regime. Electric power connected normally and available, all the power plant supporting systems working normally, also. Residual heat peak removal process is not difficult after this types of scrams. The reactor will be transferred to the normal cooling mode without any problem.
The second channel, if steam lines/pipes has being damaged, SG or condensate – feed-water system, and the MC and/or main cooling system. In this case we need a special backup heat removal channel. In the design variant types like NuScale DHRS (or CAREM (?) for example, etc) it is dropping steam and/or steam-water mixture from the SG to the separate and special heat exchanger (HE) submerged in the huge pool behind the containment and in the organize of a natural circulation (NC) pattern SG-HE. Except for the calculations, in theory there is probably no problem. But once there is a number of questions: What about the level of the primary circuit (again?). And containment when working constantly immersed in the pool? The second question is not so important, probably safety automatically increase if we will put reactor in the pool (sarcastic). But the first question still to be really important. Without a detailed explanation, this is still to be design problem. And US Patient 80,170,173 not actually exist in project any more? O-ops…
Surprise, surprise… we will talk about third way below. Lot of interesting stuff we can find about design’s conception here. The third channel of heat removal be connected up during the most heavy accidents. Organization of cooling water from the water-filled reactor’s containment, to the reactor lower plenum. Is this possible in/with open circulation loop, when the coolant evaporating through pipes with valves on top of the reactor vessel? Evaporated coolant is condensing on the cooled containment walls (which submerged into the pool), the water pour down to the containment bottom. Where, through the open “circulation” pipes with valves (same like on top) falls into dropping the reactor again to the core from bottom, going through the core, heating, partially vaporized and then through the top part of the reactor going out into containment again. Looks good. In theory yet.
Quite a strange scheme CHRS and in terms of engineering reliability and in terms of the heat sink from the core. In terms of equipment fault (turns out) that in addition to the pressure relief/vent steam valve (or two), there are several individually controlled valves (probably, at least 8) on large enough diameters pipes, connecting the internal volume of the reactor with containment cavity (O-ops!!!). Probably 4 on top and 4 below in lower plenum area, just right after the SG (see p. 40 also ).
This design solution is so uncertain and does not hold water, in terms of reliability, and that discussing it “into the air” with no opponents responds not possible. There’s even no LOCA not talk about the absence of which so confidently say the designers of the reactor and this kind of system (sorry, but NuScale again). Interesting to see calculations algorithm. But with opponents, it would be fun to argue. Indeed, there is no connections and target definitions, and several pipes is out, valves faults, well, come off … It happens to everyone.
Again, there is an interesting question for our heat removal from the core and the organization of the primary circulation loop. The truth, in this case, the primary coolant level in the reactor “lost”, and we can not to say exactly, what is going on with the reactor core. What are the risks, designers must also consider.
And, for this kind of design and this kind of technical solutions people can get Government grants? But we are still talk about economy of the SMR here…
(For additional information: www.NuScalePower.com and presentations)
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.
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.
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.
