Итак, ранее мы выяснили (см. 39.1.), что для безопасного вывода установки/реактора определенного типа, необходимо несколько путей/каналов отвода тепла. Пока нами не рассматривается циркуляция теплоносителя первого контура, а это отдельный и интересный разговор.
Первый канал, это сброс пара, пароводяной смеси или воды (в разных режимах) из парогенератора через паропроводы, на главный конденсатор. В этом случае, обычно включаются в работу пусковые питательные насосы и работают конденсатные насосы, а сброс отепленной среды осуществляется на главный конденсатор с предварительным увлажнением пара холодной водой. Затем переходит в режим сброса паро-водяной смеси и в окончании, отепленной воды. Элетропитание присутствует, остальные системы работают штатно. Отвод пика остаточных тепловыделений не затруднен. Реактор переводится в режим обычного расхолаживания.
Второй канал, включается если повреждена паровая или конденсатно-питательная система, а также главный конденсатор и/или его охлаждение. В этом случае уже необходим резервный канал теплоотвода. В варианте типа NuScale (CAREM – ?) это сброс пара и/или паро-водяной смеси из парогенератора на специальные теплообменники погруженные в бассейн и организация естественной циркуляции в схеме ПГ-ТО. За исключением расчетов, теоретически тут проблем нет. Но сразу возникает несколько вопросов: А как же быть с уровнем первого контура? И контейнмент при работе постоянно погружен в бассейн? Второй вопрос не так важен. А вот первый важен. Без детального объяснения, это пока проблемка.
Третий канал. Организация циркуляции из заполненного водой контейнмента, в который погружен реактор, в опускную часть реактора. Возможно это при разомкнутом контуре, когда выпаривается теплоноситель первого контура и конденсируясь на охлаждаемых стенках контейнмента, он попадает его нижнюю часть. Откуда попадает в опуск реактора и снова в АЗ. Довольно странная схема и с точки зрения надежности и с точки зрения теплоотвода. Получается, что кроме предохранительного клапана (двух), есть еще несколько индивидуально управляемых клапанов (минимум 4…8, скорее всего 8), достаточно большого Ду, соединяющих внутренний объем реактора с полостью контейнмента. Похоже, что 4 вверху реактора и 4 в средней части опускного участка, чуть ниже ПГ. Тут никакого LOCA не надо при отказах и несанкционированном открытии любого из этих клапанов, или же при несрабатывании в аварийной ситуации. Этот вариант настолько не выдерживает критики, с точки зрения инженерной или теплотехнический надежности, и что обсуждать его “в воздух”, без оппонентов, бессмысленно. А вот с оппонентами, было бы занятно подискутировать. И снова здесь же появляется интересный вопрос по отводу тепла от АЗ и циркуляции по первому контуру. Правда в этом случае, уровень явно будет “потерян”. Чем это чревато, конструкторам надо еще подумать.
(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.
Virtually all of the LWR SMR designs submitted to NRC and DOE in the US demonstrate connections for fuel loading/refueling on the upper level of core’s “pan” (bottom part of reactor vessel). Can someone explain how and who/what will ensure the monitoring of the compound deep undo the bio-protection shielding. And besides, in the pool, as it is shown in a promotional video NuScale, for example. How to ensure purification water to such an extent and volume?
In the USSR, and in Russia, the lid of the reactor is connected to the vessel via a special ring and through the so-called “extended (?) studs.” Before tightening the nuts, each stud stretches hydraulic jack to provide tightening, not only with the power hydraulic tool.
What is the procedure at the reactors of “western” design? How to ensure the connection density and construction, strength of the connection if there is no human’s access to the area? Strange, but I do not believe in the complete automation of the process in the “pool”.
(For additional information: www.NuScalePower.com and presentations)
Animation: http://www.nuscalepower.com/video_loading.php
… Концепция управления/оперирования/использования малых атомных реакторов. Занятное чтиво. Первое, что вызывает активное неприятие, это собственно сама идея управления модульной АЭС с реакторами малой-средней мощности. По идее (все той же NuScale), предполагается управление одним человеком 4-мя реакторами одновременно?! Всего в помещении управления станцией должны находиться 7 человек, из которых только 3 оператора (по нашему или Инженера-управления, или СИУ или же КГДУ), а так же… 5 человек имеют доступ на управление. Занятно? Не то слово. Экономия на зарплате? Глупость? Непонимание? Непонятно чего больше.
Nothing new under the Sun. I am sure each can have own opinion based previous experience and skills. If I do remember exactly, during scram on SMR operator doing about 250 moves and operating functions in first 2 minutes. We are not talking here about safety systems “architecture” levels. Transients, specially deep power maneuver is also can be reason of scram, because of instability in primary circuit, specially in the low-boiling LWR (void fraction ~10%). NuScale (which own of this conception), just a bad copy of TM-4 reactor (full scale real test facility 180 MWth), which tests being completed over 20 years ago, with deep understanding and tests passive safety systems specially.
Other and complete different story is famous patient # 8,170,173 (basic safety conceptual idea). Tests of this kind of systems being complete also about 25 years ago and this design being declined as unreliable by few reasons. Another problem, core components and design. Problem could be solve in complex only.
Conclusions: Specially for conception of operating, in which 1 operator have control on 4 reactor at least are… a) insecure, b) unreliable, с) not effective for operating, and so on?
Of cause, it is my own and pretty subjective opinion. Good luck to them. We will see. I will be glad, if I am wrong.
(в работе)
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.
Ux Consulting has launched its SMR Research Center. This online portal provides a platform for unbiased, up-to-date information on the emerging small modular reactor (SMR) sector.
Отличный источник информации по малым ив частности по малым водо-водяным реакторам. Теперь не надо прыгать по сети в поисках информации. Очень много полезного собрано именно здесь: www.uxc.com/smr
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)
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)
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)
В 10.1. представлен сводный перечень, среди которых имеем три проекта легководных реакторов со 100% ЕЦ и примерно одинаковой мощности и примерно одинакового конструктивного решения, в основу которого положена интегральная/моноблочная схема:
- SMR NuScale, мощностью 150…160 MWth/45 MWe. Активная часть АЗ = 1800 mm. Квадратная решетка из 32 ТВС, 17х17 (264) ТВЭЛов диаметром 9.5 mm, топливо 9.19 mm, зазор … Объем топливной композиции в ТВЭЛе = 11.94 см3.
- Типа КТМ, мощностью (?) 150 MWth/7(+30) MWe. Гексагональная = … ТВС, … ТВЭЛов, описанным диаметром 7 mm, топливо …, зазор …
- CAREM, мощностью 100 MWth/27 MWe. Гексагональная решетка 61 ТВС, 127 ТВЭЛов (?) диаметром 9 mm, топливо 7.6 mm, зазор 1.38 mm (?).
Альтернативная зона. Первое (предпроектное) приближение:
Если же попробовать построить и рассчитать “альтернативную” АЗ, состояшую из гексагональных ТВС, но при этом, из стандартных ТВЭЛов производства Westinghouse, и взять ТВС состоящую из 6 рядов +1 центральный ТВЭЛ, с профилем АЗ, представленным на рисунке, получается примерно следующее:
- В сборке 13 рядов по диаметру описанной окружности ТВС или шесть рядов и центральный ТВЭЛ.
- Диаметр ТВЭЛа стандартный = 9.5 mm (диаметр топливной композиции 9.19 mm) с зазором 2 mm. Размер сборки 13х(9.5+2)+2 = 151.5 mm + 1.5 (2х0.75) mm = 153 мм внешний описанный диаметр, где 0.75 mm толщина кожуха сборки ТВС.
- Размер ТВС по “короткой стороне шестигранника 133.1 mm. Количество ТВЭЛов в сборке 127 штук. Кроме того, в каждой ТВС предусматривается возможность замены “угловых” ТВЭЛ на стержни выгорающего поглотителя, вероятно меньшего диаметра, например 5 или 7 mm.
- Кожух ТВС, или части из них, можно выполнить из борированной стали.
- Если АЗ состоит из 11 рядов ТВС с зазором МКП = 4.9…5 мм, то по короткой стороне размер шестигранной АЗ составит примерно 1215 mm. Количество ТВС, в такой зоне составит 91 штуку.
- Если удалить угловые ТВС, то фактическое количество ТВС будет 85 штук. Соответственно, описаный диаметр по “длинной стороне, без крайних, угловых ТВС, будет примерно 1530 mm. Приведенный диаметр несколько меньше.
- Общее количество мест под размещение 127 ТВЭЛов в ТВС, соответственно 85 (91) х127=(11,557) 10,795 штук. В АЗ проекта NuScale 9,248 шт. соответственно.
- Если принять количество ТВЭЛов в одной ТВС 121 шт, с удаленными (замененными) “угловыми”, то количество ТВЭЛов в такой АЗ соответственно составит, для 85 (91) ТВС, 10,285 (11,557) шт.
- Оптимальная высота активной части такой АЗ может составлять от 1200, до 1500 mm. Для расчетов можно использовать оба крайних значения: 1200 и 1500 mm. У проекта NuScale соответственно 1800 mm.
- В подобной АЗ предполагается использовать сборки с двумя типа топливной композиции. Первый тип, однородная по всей высоте, по обогащению композиция. Второй тип, на 500…600 мм снизу, по высоте АЗ размещается композиция с обогащением в 2 раза выше. Эти, более “тяжелые” сборки размещаются в рядах 4, 5 и 6.
- центральный,
- средний и периферийный,
- радиальный.
Задавая разные по составу сборки, например варианты на представленных рисунках, можно создать библиотеку и набрать интересующую нас АЗ, которая и будет отвечать требованиям гражданского малого реактора. Хорошо бы не впахивать вручную, а выполнить такой проверочный расчет при помощи CASMO. Постепенно, число сборок можно оптимизировать/минимизировать.
Если уменьшить на 1 мм зазор между сборками, но добавить всего 2 ряда, увеличив немного диаметр АЗ, можно получить еще одну версию для проверки.
В принципе, это задача классического студенческого курсовика, студента 4 курса, из приличного ВУЗа прошлого века.
(в работе)
На мой взгляд, наиболее разумный проект. Вопрос, будут ли деньги у Аргентины, на его реализацию. Но исследования идут не менее споро, чем в США. Здесь представлена не только схема, но известно, что есть и тест модель, на которой проводились исследования, есть и конкретные разработки. Ситуация с созданием полномасштабной установки загадочная. Но это действительно реактор малой мощности, с возможностью ап-грейда, действительно новый, действительно интересный, не отягощенный монструазностью огромных корпораций, которые тянут за собой весь свой заплесневелый опыт, и не могут преодолеть заскорузлость мышления своих специалистов. во всяком случае, на первый взгляд, эта установка выглядит куда как более привлекательно, чем, к примеру, разработка NuScale.
Вот только вопрос, а зачем столько парогенераторов? 12 круглых кассет очень похожих на наши корабельные ПГ. При этом паровой коллектор находится вне корпуса реактора. Неплохое решение для стационарной системы. Не видно как менять ПГ, в случае проблем. И еще, системы безопасности в представленном варианте пока не впечатлили.
По некоторым данным, установка находится с стадии окончания строительства. А некоторые издания указывают на то, что установка введена в строй и эксплуатируется в тестовом режиме. Закрытость сведений, очевидно связана с Военно-морской составляющей проекта. С желанием Аргентины иметь собственную ПЛА. Более того, в 1984 году, Аргентина заказала проект ПЛА у Германии, но вроде бы Германия столкнулась с противодействием Великобритании в реализации этого проекта.
Вот так выглядит пресловутый IRIS, который начали проектировать лет 15 назад и успешно прикрыли. Техническое решение не впечатляет. Ходят слухи и появляется информация, что Westinghouse пытается продать разработки кому-нибудь. Но пока безуспешно.
Все водо-водяные реакторы малой и средней мощности подпадающие под программу развития SMR. Просмотрел прочие проекты легководных SMR. Всего 4 проекта развивается в США и один заморожен. Строго говоря, малым среди них является лишь один, первый. Видимо поэтому он и привлекателен для разбора. На нем проще применить некоторые знания и имеющийся опыт. Про другие надо поискать уточненную информацию.
- SMR, проект NuScale и Fluor, который активно препарируется в этом блоге, 150 MWth/45 MWe. Модульная (интегральная) схема со 100% ЕЦ.
- M-Power, проект B&W, 530 MWth/155 MMe. Схема с 8-ю (струйными ?) насосами в первом контуре.
- HI-SMUR, проект Holtec 446 MWth/145 MWe. Схема с горизонтальным ПГ МПЦ и пароперегревателем.
- SMR, проект Westinghouse, 800 MWth/225 MWe. Схема на основе корпуса АР-1000.
- IRIS, проект Westinghouse, 1000 MWth/335 MWe, временно заморожен. Международный проект с участием ОКБМ. Схема аналогичная NuScale и Российскому ТМ-4, но с 8-ю встроенными струйными насосами.
В другом мире. Россия, включая, для примера, ледокольные установки (Russian SMR projects):
- KLT-40 (гражданская модификация морской АЭУ ОК-650), проект ОКБМ, плавучая АЭС, 148 MWth/35 MWe. Надежная корабельная схема опробованная и рассмотренная многократно.
- Для примера, установка атомного лихтеровоза “Севморпуть” имеет 2 реактора по 171 MWth/2 главных турбо-генератора по 36.4 MWe и 5 ТГ по 2 WMe каждый.
- VK-300, проект “Атомэнергопроект”, 300 MWe, старый реактор Димитровград. В реальности бесперспективен как прототип.
- ВБЭР-300, проект “КБ им. Африкантова”, 300 WMe, совместный не реализованый проект Россия и Казахстан.
- ОК-650, проект ОКБМ, в составе стенда КВ-1, ~40 MWe, реализованый проект малой АЭС в НИТИ С-Бор. Более десяти тысяч реакторо-часов безаварийной наработки. Наиболее надежная, но уже не новая схема с ПЦ и ЕЦ.
- ТМ-4 (конструктивный аналог NuScale) в составе экспериментального стенда, проект ОКБМ, 150 MWth/7(+25…30) MWe, реализованый проект прототипа в НИТИ С-Бор. 100% ЕЦ (?).
В другом мире. Прочие страны (Other countries):
- CAREM, CNEA & INVAP, 100 MWth/27 MWe, Аргентина.
- CAP-100/ACP-100, проект CNNC & Guodian, 100 MWe, Китай.
- SMART, проект KAERI, 100 WMe, Южная Корея.
