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.
В 6.5.1. упоминалось, что важно помнить про уровень теплоносителя в реакторе. Не устаю повторять, что это еще один вопрос, который ошибочно не принимается во внимание “специалистами” из NuScale. Во всяком случае, в представляемых документах показывается уверенный график по сбросу давления в контуре, подаче воды и прочим действиям. но умышленно не показывается эффективность теплообмена. И более того, не делается и не представляется никаких выводов об этом.
Элементарный анализ показывает, что как только уровень в реакторе будет потерян, разомкнется контур и теплоотвод от АЗ будет серьезно затруднен. Циркуляции по контуру не будет. Как тогда поведет себя зона? Все выполненные расчеты достоверны? Компутэр, это машина, считает то, что в нее запихаешь. Так что пока возникают серьезные сомнения в правильности принятых в NuScale конструкторских решений. Буду рад ошибаться, но…
Если нет циркуляции по контуру, а судя по графикам из доклада по системам безопасности, контур гарантированно размыкается через 150… 200 сек после сброса АЗ. А значит, без подачи воды в реактор, не обойтись. А это значит, надо сбросить давление в реакторе. А это повлечет за собой объемное вскипание нагретой воды. Но это пока предположения, ответы на которые можно получить только при детальном анализе.
Таким образом, по предложению специалистов NuScale, в разбираемой ситуации (похоже, что это течь 1К) отвод остаточных тепловыделений осуществляется через гильзу и стенки корпуса реактора и за счет кипения теплоносителя в АЗ. Кипение весьма эффективный теплоотвод, бесспорно. Но если это течь, зачем открывать контур? Действительно, существует несколько мнений. Никакими расчетами на этой стадии тут не поможешь, только подумать головой.
Но все же, как в этом случае работает система отвода тепла из контеймента? Ах да, погрузить реактор в бассейн с 4-мя миллионами галлонов воды. Понятно, что в большей степени эта система предназначена для отвода тепла при серьезных течах, потерях ТН-1. А как при этом организуется циркуляция? Она действительно будет?
Посмотрим на основной канал отвода тепла из АЗ, за счет кипения теплоносителя и сброса пара в контеймент. Как раз он и показан на представленной схеме. Что декларируется в представленном документе:
- способы снижения давления в контейменте и теплоотвода за счет:
- конденсация пара в контейменте;
- сбор конденсата в нижней части контеймента;
- открытие арматуры для организации тракта рециркуляции.
(Продолжение в п. 12, см. отдельный пост)
(For additional information: www.NuScalePower.com and presentations)
Продолжу критику проекта SMR NuScale. Посты под номером 6 начали рассмотрение вопросов связанных с программой SMR. Здесь использована копия листа из презентации об этом реакторе.
Иногда у меня создается впечатление, что оценка уровня компетенции в фирме сильно завышена. Вопросы компоновки АЗ реактора в установке рассматриваемого типа здесь и ранее уже освещались. Но отдельный разговор и анализ, это системы безопасности. Особенно системы пассивной безопасности и расхолаживания при авариях, отказах и соответственно при срабатывании аварийной защиты.
Попробуем на самом примитивном уровне разобрать ситуацию с работой системы расхолаживания со срабатыванием аварийной защиты реактора, по какому-либо неприятному сигналу. Например полное обесточивание. Потеря электропитания всеми потребителями. Последовательно происходит следующее:
- теряют питание ИМ СУЗ и поглотители под собственным весом опускаются/вводятся в АЗ, заглушают цепную реакцию;
- прекращается подача ПВ в ПГ;
- происходит соответствующая перекладка арматуры, отключение КПС и подключение систем безопасности.
В принципе этих вводных достаточно для первичного анализа представленной на схеме системы. В особенности/преимущества представленной системы включены:
- два независимых ветки подачи ПВ в 2 ПГ. Это значит, что схема, в принципе соответствует корабельной, с двумя бортами (четырьмя ПГ, по 2 на борт);
- подача ОВ в ПГ осуществляется из охлаждающего бассейна
- пар из ПГ выпаривается в разорваный контур. На мой взгляд это основная ошибка дизайна;
- аккумуляторы ПВ обеспечивают подачу ПВ в ПГ в первоначальный момент;
- емкость/бассейн обеспечивает 3 дня охлаждения/расхолаживания и отвода остаточных тепловыделений.
После отключения питания обоих ПН (по условию рассмотрения нами ситуации произошло обесточивание) пусковые ПН не запускаются. Какое-то короткое время питательные насосы работают на выбеге и по инерции продолжают подавать ПВ в ПГ. Обычно, паровая арматура закрывается быстрее, чем арматура на трубопроводах ПВ. Таким образом, при снижающемся в этот момент времени тепловыделении в АЗ, максимально заполняется водой ПГ. В это же самое время, должна осуществляться перекладка арматуры подключающая систему пассивной безопасности. Обычно арматура системы безопасности работает в противофазе с апаратурой на основных паро- и трубопроводах ПВ.
Выпаривание ПВ в ПГ отводит существенную часть тепла саккумулированного теплоносителем и выделяющегося в АЗ в первые секунды после сброса аварийной защтиты, и как показывает практика (не заню что показывают расчеты), ПГ может быть полностью осушен. Более того, пар вытеснится в паропроводы и обратным током вытолкнет воду в трубопроводы, на короткое время остановит поступление воды в ПГ. Гидро-аккумулятор будет проталкивать воду в ПГ. Но, длина трубок ПГ 22 метра. Продавить выпаривающуюся воду в трубопроводы такой протяженности? Разумеется надо разговаривать с расчетчиками.
Здесь и начинается самое интересное. В итоге, после определенных манипуляций система размыкается и по задумке проектанта должна брать воду из бассейна, поднимать ее на 12-13 метровую высоту, далее продавливать ПГ, где возможно запаривание, и выпариваться в тот же бассейн через специальные распылители.
Если система станет разомкнута, как это предлагают специалисты NuScale, то особого смысла в изображенном на схеме гидро-аккумуляторе нет. Газ под давлением быстро вытолкнет воду в ПГ и выпарившись ПГ опустеет. Особых условий для улучшения теплообмена это не создаст. А значит, система должна работать на проливку длительное время. Такое утверждение резонно, так как пик остаточных тепловыделений снимается довольно быстро, а далее предстоит довольно рутинный отвод остаточных тепловыделений, затяжной по времени. Система должна отработать 3 дня. В запасе, по задумке проектантов около 15,000 м3 воды. Огромный объем, в закрытом пространстве, с обеспечением качества воды, циркуляцией, сменяемостью и собственными системами очистки.
Эффективен ли теплообмен в этот период? Установится ли за это время естественная циркуляция? Это вопросы требующие ответа не только по результатам расчетов, но и по результатам размышлений и экспертной оценки. В любом случае, если осуществляется проливка ПГ, а пар, затем пароводяная смесь, а затем отепленная вода сбрасываются в контеймент/бассейн. Но что будет охлаждать ПГ, если контур циркуляции в реакторе разомкнут? Какой смысл в проливке ПГ? Как будет вести себя АЗ? Вспомним Японию.
Для резонного и надежного управления планируется, что это будет продолжатся до тех пор, пока не установится режим стабильного теплоотвода/теплообмена. Пока ответить на все вопросы трудно. Нет более детального описания схемы.
(Продолжение рассмотрения следует)
(For additional information: www.NuScalePower.com and presentations)
Можно рассмотреть две-три параллельные программы развития малых реакторов для гражданской электроэнергетики в современной России, в Европе и в США. Часть технических замечаний по Американской программе SMR уже была сделана ранее. Обоснование и некоторый исторический экскурс могут быть рассмотрены и представляют некоторый интерес. Тем более, что пришлось приложить руку к этой программе.
1. Программа развития малых реакторов начала обосновываться в США в 2001 году.
В брошюре изданной Министерством Энергетики США [32] представлен анализ наиболее перспективных систем 4-го поколения АЭУ. Этот отчет предлагает несколько фаз развития процесса для выбранных в качестве прототипов шести различных типов АЭУ, а также рассматривает взаимовлияние всех фаз развития друг на друга и на конечный продукт. Нам же, как раз интересна АЭУ исключительно для электростанции малой или средней мощности.
В таблице (см. ниже) сведены некоторые данные по трем из шести рассматриваемым в разделе типам перспективных установок. Эти установки отобраны руководствуясь именно персонально-субъективным отношением к ним. И с моей точки зрения они являются наиболее реальными для дальнейшего развития в обозримом будущем. Кроме того, в анализ добавлена установка типа MASLWR (см. Таблицу, тип 4), развитие которой по некоторым причинам не перспективно в долгосрочном, но перспективно в краткосрочном прогнозе. Однако именно такой тип установки наиболее реален для производства сегодня, как наиболее надежный, технологичный и хорошо изученный.
Table. Different types of NPP parameters:
Для установок типа GFR, LFR и SCWR вопрос изучения теплопроводности топлива, оболочек тепло-выделяющих элементов (ТВЭЛов) и поведения конструкционных материалов, коррозионная и эрозионная стойкость элементов АЗ и повеление материалов под воздействием жесткого излучения в АЗ стоит наиболее важно. Вторая основная проблема, утилизация, последующая переработка облученного топлива и его вторичное использование.
SCWR
В этом типе установок, интересным с точки зрения масштабирования и автомодельности экспериментови моделирования будут режимы изучения течений пара сверхкритических параметров в реакторе и в турбине, а также в возвратной ветви теплоносителя. Поскольку одно из современных воззрений на перспективный дизайн АЗ и топлива заключается в минимизации ТВЭЛов и применении топливной композиции с высокой проводимостью, то проектирование экспериментов с учетом высоких скоростей потоков в узких каналах довольно сложная и привлекательная задача для разработки.
MASLWR
Для данного типа реакторов наиболее интересным с точки зрения постановки экспериментов на модели и стендах будут режимы изучения течения одно и двухфазных потоков при обеспечении естественной циркуляции в первом контуре. А также сравнение топливных композиций и дизайн новых типов ТВЭЛ, с керамическим и металлическим топливом, а также изменение формы ТВЭЛ и их поверхности.
Остальные установки скорее экзотика, чем обозримая реальность, даже в самом смелом прогнозе развития техники и технологии, хотя работы ведутся и в других направлениях.
4. Автономный турбогенератор. Эта штукенция распространена давно и довольно широко. Собственно, автономным его называют из-за наличия собственной турбины, с отдельной системой регулирования. Ничего впечатляющего и нового нет. Традиционное решение. Основное отличие от установок ОК-650, это наличие на последних навешенного питательного насоса. Более современные АТГ, кроме прочего имеют систему регулирования частоты вращения НПН, через гидромуфту, заполнение которой позволяет увеличивать или снижать частоту вращение НПН и соответственно напор и подачу насоса. Часто такие насосы выполняются с промежуточным отбором после 2-1 или 3-й ступенью, для использования воды в системах регулирования и системе охлаждения третьего контура.
1 – турбина ТГ, 2 – электрогенератор, 3 – навешенный питательный насос, 4 – водяной подшипник турбины (передний), 5 – гидромуфта, 6 – трубопровод подачи воды от конденсатного насоса, 7 – опорно-упорный подшипник НПН, 8 – клапан подачи воды от системы РВР, 9 – патрубок отбора НПН, 10 – напорный патрубок НПН, 11 – опорный подшипник НПН, 12 – , 13 – блок масляного регулирования, 14 – ,15 – масляный подшипник турбина (задний), 16 – масляный подшипник генератора (передний), 17 – масляный подшипник генератора (задний), 18 – сигнализатор остановки, 19 – датчик частоты вращения, 20 – клапан подачи воды охлаждения от СОГ.
Использование питательного насоса навешенного на привод ТГ, исключает из схемы минимум два электродвигателя большой мощности с соответствующей системой регулирования, питанием и пр.
Оба эти пункта ничем особым не отличаются. В Советском флоте использовались ОП для двустороннего преобразования постоянного тока в переменный 50 гц и мотор генераторы типа “Дельфин” для преобразования постоянного тока в переменный 400 гц.
Интересно поговорить о схеме попавшей мне на глаза. Это учебная картинка тепловой схемы корабельной энергетической установки с реактором S8G. Первая ПЛА с такой установкой была ПЛАРБ “Огайо”, оснащенная баллистическим ракетным комплексом “Трайдент”. В принципе, примерно в то же самое время в СССР ставился на боевое дежурство комплекс “Тайфун” и лодки 941 проекта с установками типа ОК-650 и последующими их модификациями.
Эта схема, конечно не самый достоверный и точный документ, но… именно по таким примитивным схемам и учат морячков. А значит, схемы делаются простыми, наглядными и доходчиво объясняют, как все устроено, а также, включают все основное оборудование и принципы его действия.
Вспоминая подобные схемы у нас, и с высокой степенью уверенности могу заявить, что по ним также можно сделать множество выводов о реальной конструкции АЭУ. Правда, может это и “деза”.
Итак:
- Что мы явно здесь видим, так это насос 1К. Это значит, что установка как минимум имела принудительную циркуляцию и видимо на повышенных режимах мощности.
- Систама КД паровая.
- Парогенератор МПЦ.
- Автономный турбогенератор.
- ГТЗА и электромотор постоянного тока на гребном валу (для работы в режиме малошумного хода?).
- Два раздельных конденсатора (что в общем-то странно).
- Циркнасосы на контуре забортной воды.
- Электрическая система с обратимым преобразователем (мотор-генератор).
- Батарея.
(Продолжение следует)
ЧАСТЬ 3: СИСТЕМЫ БЕЗОПАСНОСТИ
Отдельный разговор требуется про системы безопасности и вывод установки. Это касается работы систем при нормальном и при аварийном выводе. Предложенные схемные решения, на мой взгляд, совершенно не удовлетворяют необходимым и достаточным требованиям. Это пока в работе.
ДОПОЛНИТЕЛЬНЫЕ ЗАМЕЧАНИЯ К ОБЗОРУ И РАЗРАБОТКЕ:
Поскольку я не знаком со многими ограничениями накладываемыми стандартами NRC, если проблема с тем исчерпана, то, чтобы “напихать” в такую зону максимальное количество топлива в определенном количестве сборок вроде бы уже решена (по крайней мере так говорят расчетчики) при обогащении около 8% по U5, то далее возникают следующие вопросы:
- как конструктивно исполнить профилирование в 32 каналах? Это как раз технически не проблема. Вопрос в том, надо ли и сколько стоят материалы для этого. Размещение вполне возможно… но?
- как обеспечить максимальное выгорание до того, как нижняя часть АЗ начнет “газить”? Ну как раз комбинацией, поглотителей и регулированием. 6-7 приводов вполне достаточно, при условии наличия выгорающих поглотителей и “глубоком профилировании”… но?
ДОПОЛНИТЕЛЬНО ПОТРЕБУЮТ ОСВЕЩЕНИЯ ВОПРОСЫ:
- Алгоритмирования
- Оптимизации параметров.
Фото из частного архива автора.
(For additional information: www.NuScalePower.com and presentations)
ЧАСТЬ 2. КОНТУР И КОРПУС
Перейдем ко конструктивным элементам первого и второго контуров реактора NuScale. Температура перегретого пара и его параметры определены параметрами теплоносителя на выходе из АЗ. Они стандартны и определяются исключительно потребностями турбины? Обычно это так. Так я научил их и 10 лет назад. Но есть серия вопросов к конкретному проекту:
1. Витой, вокруг подъемной (тяговой) трубы ПГ вполне технологичная система, но тогда, конструкционный вопрос, как через навивку проходят тяги периферийных ИМ СУЗ? Или же периферийные сборки АЗ все-таки не регулируются?
2. Если нет, то тогда еще один конструкционный вопрос, как перегружается АЗ, если диаметр подъемной трубы существенно меньше полного диаметра АЗ? Потребуется удаление всего ПГ и всей внутренней начинки? Или же разъем по всему корпусу, поперек и выше верхнего уровня АЗ? Тогда как работает уплотнение? Как исполняются все работы в этой зоне?
При том, что все эти конструкции будут иметь существенную наведенную активность (и загрязнение), то хранить их придется в специальном бассейне, потребуется и специальное условие для переноса этих конструкций в бассейн. Не нашел в презентациях этого пространства/помещения в плане зданий АЭС. Оно предусмотрено? Думаю, что да, но хочется увидеть. Рассматривался ли вопрос применения т.н. «поворотной» зоны? Это может быть выходом для такой конструкции.
3. Каково обоснование надежности ПГ? Какое количество сварных швов и соединений ПГ и как расчитывается его/их надежность? Предусмотрена ли замена ПГ или глушение части трубок? Где? В каком месте могут быть исполнены такие операции? Какой уровень радиации в этом месте? По рассмотренным данным получается 2 секции ПГ?
4. Есть ли тяговые трубы у топливных сборок АЗ? Или же, расчитанного движущего напора достаточно и без них (см. выше часть 1 вопрос про нейтронно-физические процессы)?
5. Каков будет закон регулирования (LPT)? При постоянной средней температуре или при поддержании постоянной температуры на выходе? Ведь как раз второе существенно влияет на работу турбины, через повышение влажности пара и соответственно через эррозию лопаток последней ступени турбины.
Но, вполне вероятно, что в этой части основной вопрос даже не параметры, а скорее оптимизация количества агрегатов и узлов 2К с последующим переходом к анализу параметров установки. Тем не менее, вопросы существуют и вряд ли они решены полностью. А значит, вряд ли они учтены в экономическом обосновании цены одного kWt(а).
(For additional information: www.NuScalePower.com and presentations)
Начну критиканствовать и придираться с конца:
ЧАСТЬ 1: ПРО ЗОНУ
1. Начнем с того, что одним из основных преимуществ рассматриваемого реактора, назовем его условно SMR в версии NuScale (ну или нечто подобное), является предположение что удешевление проекта будет достигнуто за счет:
- возможности использовать стандартные компоненты для АЗ (кассет стандартного типоразмера для серийного BWR (17 x 17 FE grids, in 32 FA, 1/2 Hcore = 1.82 m)
- сравнительно небольшие массо-габаритные показатели корпуса, позволяющие легко изготовить и транспортировать корпус реактора SMR
- Второе преимущество, высокий уровень пассивной безопасности и использование 100% естественной циркуляции при нормальной эксплуатации и выводе, расхолаживании, и в аварийных ситуациях, при экстренном выводе установки;
- отсутствие возможностей для возникновения LOCA (это не касается одного проекта имеющего ПГ вынесенные из корпуса)
- высокий уровень внешней безопасности и сейсмоустойчивость (но разве этот вопрос не рассматривается и для «больших» установок?), да и важно это скорее благодаря дизайну здания и помещений, для размещения реакторов и оборудования, а не относительно самому дизайну реактора, которые, кстати, тоже подлежать первичному аудиту конструкции.
Прочие преимущества дизайна здесь не обсуждаются, так как не критичны для этого уровня рассмотрения. Но кроме презентаций интересно было бы сделать аудит реальных экономических расчетов и сравнений.
2. Собственно, по размерам АЗ реактора совсем уж малой не является. Примерно 1.4-1.50 m диаметр и соответствующая высота (см. выше). Такая АЗ размерами очень похожа на корабельные АЗ нового поколения (к примеру: Дcore ~ 1.5 m и Нcore ~ 0.9 m). За исключением того, что высота превышает указанную практически в 2 раза (?!). Несколько замечаний следует сделать дополнительно:
- проблемы неравномерностей нейтронного поля в зоне такого размера могут решаться несколькими путями: постоянным регулированием поля за счет СУЗ (но тогда их будет много, размещение приводов на крышке затруднено). Правда, это решаемая задача, да и оптимизировать их количество возможно
- Могут ли они выполнять совмещенные функции АЗ и регулирования? Возможно ли это по требованиям NRC USA? Это требует уточнения по “бумажкам”
- Конструктивным возвращением к «компенсирующей решетке»? А как быть с организацией ЕЦ?
- “глубоким” физическим профилированием АЗ. Экзотика с использованием редких материалов может быть весьма дорогой, тогда как борированная (B10) сталь дешева и может быть вполне приемлемым решением. На первый взгляд это вполне возможно, технологично, конструктивно и не дорого. Но на этот вопрос можно ответить точно только после детального расчета и сопоставления/анализа всех вариантов
- габаритами и конструкцией зоны, но в рассматриваемом случае, этот фактор критичен, так как есть определенные/заданные размеры АЗ, ниже которых многое, с т.з. экономики, вроде бы теряет смысл. Как мне кажется нужно продолжить исследования в области оптимизации параметров реактора и зоны
- рассматриваются ли реализаторами проекта пути «отступления»? К примеру, использование стандартных типоразмеров ТВЭЛов, с изменением дизайна ТВС?
3. Таким образом, вместо обоснованного использования «таблетки», предлагается дизайн в виде вытянутого цилиндра. Снова надо рассмотреть искажения нейтронного потока, но теперь по высоте. Их тоже придется компенсировать. Иначе, верх зоны практически не будет работать. Причин несколько. Первая, нахождение в верхней части АЗ кластеров СУЗ заглушающих реакцию «локально». Вторая, низ зоны, при выгорании будет существенно раньше накапливать продукты деления и надо помнить, что при таких размерах АЗ, процент негерметичных ТВЭЛов не будет минимален. Учитывались ли эти параметры при экономических расчетах? Предлагалось ли иное инженерное решение для профилирования «физического веса» стержней? Для изменения их геометрии? Учитывалось ли, что в АЗ к концу компании будет оставаться довольно много не использованного топлива, поскольку выгорание будет очень неравномерным?
4. Влияние термо-гидравлики на нейтронно-физические характеристики проектантами учтено? Зона с подкипанием и в зоне допускается некоторое наличие пара? Тогда, сразу встает вопрос об алгоритме управления и регулировании параметров.
Просмотрев 4 типа дизайна легководных реакторов SMR LWR развиваемые разными фирмами (NuScale, Westinghouse, B&W ALWR и HolTec HI-SMUR) , напрашивается вывод о примерной равенстве цены постройки одного такого реакторного блока. На это наталкивают следующие вполне данные:
- похожие массо-габаритные размеры блока (с кое-какими исключениями)
- похожие размеры зоны и их конструктив, число сборок
- практически идентичные теплотехнические параметры контуров (I и II), а значит размеры турбины и соответственно размеры и дизайн ПТУ.
Все 4 проекта легководных SMR имеют один основной посыл, что конструкция АЗ базируется на применении стандартных сборок 17×17. Отходить от этого судя по всему не хочется. В 2004 году я сказал научному руководителю, что вряд ли у них что-то получится без серьезных изменений. Поглядим.
(For additional information: www.NuScalePower.com and presentations)
