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)
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)
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)
