… даже не столь великая атомная держава как Аргентина, спокойно и без помпы движется к цели.
Argentina reaches generator milestone for CAREM-25
08 May 2018
The CAREM Project has reached a new milestone in the development of the 12 steam generators for the prototype CAREM-25 in Argentina. More than 700 tubes, each 35 meters long, have been delivered to the site, Combustibles Nucleares Argentinos (CONUAR), announced on 4 May.
CAREM – the name is taken from Central Argentina de Elementos Modulares – is Argentina’s first domestically-designed and developed 25 MWe nuclear power unit. The prototype of the small pressurized water reactor design is being built at a site adjacent to the Atucha nuclear power plant in Lima, 110 km northwest of Buenos Aires. First concrete was poured for the reactor in February 2014, marking the official start of its construction. At least 70% of the components and related services for CAREM-25 are to be sourced from Argentine companies.
CAREM steam generator – 250 (CONUAR). A steam generator for the CAREM-25
(Image: CONUAR)
CONUAR said it had developed the tubes jointly with the National Atomic Energy Commission (CNEA), mainly through the Department of Mechanical Engineering, Materials and Non Destructive Testing of the CAREM Area Management, and Fábrica de Aleaciones Especiales (FAE), which was in charge of the equipment’s production. Manufacturing of the pipes required the construction and commissioning of the world’s longest vacuum furnace for stress relief thermal treatment, CONUAR said.
The Alloy 690 tubes were manufactured according to EPRI (Electric Power Research Institute) guidelines and a series of additional requirements established by the CNEA.
“As these pipes must be straight and seamless, FAE had to build a special furnace over 37m long, specially designed for the treatment of this kind of pipes at temperatures between 500 and 850 degrees Celsius,” CONUAR said.
The stainless-steel chamber has a diameter of 1.27m and it is surrounded by a set of heating resistors divided into 18 zones, each with an independent control system that guarantees uniformity of temperature, it said. The entire set is managed through a complex computer system that monitors all variables and feeds a database with all records, it added.
Each of the CAREM-25 steam generators consists of 52 helical tubes grouped in six layers. CONUAR will oversee the qualification and development of the turns and welds for the manufacture of the first mock-up, the production of which will start this year.
The 32 MWe prototype will be capable of supplying electricity to, for example, a city with a population of 120,000 inhabitants. More powerful units of this design will have a capacity of about 120 MWe.
The CAREM Project aims to enable Argentina to compete in the global market for small modular reactors. It will not only be the first nuclear power plant designed and built by a Latin American country but in the whole Southern Hemisphere, CONUAR said.
Researched and written by World Nuclear News
http://www.world-nuclear-news.org/NN-Argentina-reaches-generator-milestone-for-CAREM-25-08051801.html
Ниже собственно сам опус, не то это перевод, не то это вольный пересказ. Но авторство приписывается некоему SMITH(у), Для ATOMINFO.RU Если же это(а скорее всего по стилю это так) доклад/презентация, то вот вам отличный пример, как не надо работать. Это я по поводу оригинала. Бездарно донельзя…
Опубликовано 25.09.2017. Картинки упомянуты, но публиковать их нет смысла. Ничего интересного.
Мы публикуем статью, подготовленную для электронного издания AtomInfo.Ru, давним активным участником нашего форума. По его просьбе, в авторстве указывается только его ник на форуме Smith.
Статья подготовлена по материалам доклада Брюса Мак-Доэулла из американской Pacific Northwest National Laboratory, который был представлен в апреле 2017 года на конференции, организованной под эгидой министерства обороны США.
Классика не подходит
В первой части доклада отмечается, что все современные реакторы типа LWR изначально предназначены для работы только в базовом режиме несения нагрузки.
Одновременно с этим их мощность составляет от 500 до 1400 МВт(э), а численность обслуживающего персонала – от 500 до 1000 человек. Затраты на сооружение подобного энергоблока в настоящее время оценивается около 7 миллиардов долларов.
Основными преимуществами реакторов типа LWR являются: надёжная работа в режиме базовой генерации, длительный срок эксплуатации (60 лет и выше), относительно низкие операционные затраты, применение хорошо обкатанной технология, отсутствие выбросов парниковых газов.
Типичный пример подобной АЭС с реакторами LWR – это станция “Susquehanna”, которая состоит из двух блоков по 1257 МВт(э) каждый и снабжает электроэнергией 1,89 миллионов домовладений.
Рис.1. АЭС “Susquehanna”.
Ряд особенностей современных энергоблоков с реакторами типа LWR препятствуют их применению для нужд министерства обороны США.
Прежде всего, это относится к выдаваемой мощности, которая во много раз превышает потребность военных объектов.
Площадь подобной станции занимает до 100 га, а зона аварийной защиты составляет до 10 миль.
На это накладывается большая стоимость сооружения, необходимость наличия солидного источника воды рядом с площадкой размещения для охлаждения установки, необходимость наличия резервных источников питания и ограниченная возможность маневрирования (следования за нагрузкой сети).
Ну и конечно же, со стратегической точки зрения немаловажен тот факт, что такая станция легко идентифицируется с воздуха и является лёгкой целью для потенциального противника.
Плюсы инноваций
В противовес традиционным энергоблокам с реакторами типа LWR можно рассматривать АЭС малой мощности (АСММ) в диапазоне от 5 до 300 МВт(э) в зависимости от требований конкретной площадки размещения.
Как правило, конструкция подобных энергоблоков предусматривает применение пассивных систем безопасности и значительно более низкую температуру теплоносителя, что благотворно сказывается на общей безопасности объекта.
Затраты на сооружение малой АЭС относительно невелики, а занимаемая площадь значительно меньше, чем у старшего собрата. Помимо этого, существуют варианты подземного размещения АСММ, что выгодно со стратегической точки зрения в случае использования для нужд минобороны.
Модульный принцип сооружения позволяет заметно сократить сроки сооружения и обеспечить постепенное наращивание установленной мощности на площадке размещения вслед за ростом потребности в генерации.
К этому можно добавить снижение потребности в обслуживающем персонале для АСММ в сравнении с классическими энергоблоками с LWR.
К этому следует добавить, что некоторые разрабатываемые проекты АСММ предусматривают использование перспективных теплоносителей (жидкосолевой, жидкометаллический или гелиевый) и топлива оригинального проекта (шарообразные твэлы).
Все перечисленное в совокупности существенно расширяет потенциал использования АСММ для нужд минобороны, включая применение энергии атома не только для генерации электроэнергии, но и для опреснения или получения высотемпературного тепла.
Многообразие проектов
В таблице 1 приведены основные характеристики классических энергоблоков с реакторами типа LWR, простых АСММ и инновационных разработок.
В таблице 2 приведены основные характеристики вновь разрабатываемых реакторных технологий на североамериканском континенте с точки зрения специалистов Pacific Northwest National Laboratory.
Примечание от AtomInfo.Ru: Компания “Upower” в настоящее время имеет название “Oklo”.
Опыт инноваций
Изначально ВМС США были пионерами в деле освоении малых ядерных установок, которые использовались для нужд оснащения подводных лодок, авианосцев и крейсеров.
По состоянию на середину 2015 года на площадке “Hanford” в штате Вашингтон было размещено 127 реакторных отсеков выведенных из эксплуатации установок, ожидается поступление ещё 100 штук.
Помимо этого, докладчик отметил, что имеющийся опыт разработки и эксплуатации инновационных концепций реакторных технологий в национальных лабораториях США включает в себя два крупных проекта.
С апреля 1982 года по апрель 1992 года на площадке “Hanford” функционировал многопрофильный исследовательский реактор с натриевым охлаждением “Fast Flux Test Facility” (FFTF) мощностью 400 МВт(т).
Вплоть до 1994 года на территории лаборатории “Argonne” в штате Айдахо эксплуатировался “Experimental Breeder Reactor-II” (EBR-II) мощностью 62,5 МВт(т), также с натриевым теплоносителем.
Несомненная польза
Применение современных реакторов малой мощности может способствовать глобальному усилению национальной безопасности США. Нередко происходящие в стране стихийные бедствия, такие как торнадо или наводнения, могут нарушить линии передачи электроэнергии, что приводит к ограничению или полному обесточиванию критически важных объектов федерального уровня.
И в этом смысле АСММ, благодаря присущим им особенностям, могут служить надёжным автономным источником электроэнергии, способствуя созданию так называемого энергетического острова (Power Islanding).
Размеры площадки размещения типовой АСММ на примере “NuScale” – охраняемая зона 17 га, общая занимаемая площадь 210 га (Рис.3).
Рис.2. Реакторный модуль NuScale.
Примечание автора статьи. К сожалению, в докладе не уточняется, какова мощность (количество модулей) площадки “NuScale” на Рис.3, что существенно затрудняет оценку корректности сопоставления занимаемой площади с АЭС “Vogtle”.
Сокращение занимаемой площади строительства в случае АСММ закономерно приводит к сокращению затрат на выкуп или аренду земельного участка, снижению объёма потребляемых стройматериалов, уменьшению воздействия на окружающую среду, включая снижение различных шумовых и визуальных эффектов.
Всё перечисленное добавляет привлекательности и увеличивает шансы на принятие положительного решения по реализации вновь разрабатываемых проектов АСММ.
Сокращение требуемых объёмов воды для целей охлаждения реакторной установки АСММ как в нормальном, так и в аварийном режиме эксплуатации позволяет высвободить этот ресурс для других целей (сельское хозяйство, создание мини-ГЭС и т.п.).
Также благодаря этому факту, заметно расширяется количество возможных мест размещения АСММ. Ещё больше сократить потребление воды можно за счёт применения сухих методов охлаждения.
Рис.3. Размеры площадки АСММ в сравнении с типовой АЭС с LWR.
Важной особенностью АСММ является возможность работы в манёвренном режиме, отслеживая динамику энергопотребления в течение суток. Это в будущем позволит балансировать мощности ВИЭ, которые последнее время широко внедряются в электросети по всей территории США.
Разработчики энергоблока “NuScale” предлагают три различных варианта маневрирования.
Во-первых, в процессе эксплуатации возможно отключение одного или нескольких модулей АСММ в случае продолжительного периода стабильной генерации ВИЭ.
Во-вторых, возможно частичное снижение мощности одного или нескольких модулей станции на непродолжительное время с целью компенсации ежечасных (более-менее предсказуемых) колебаний возобновляемой генерации.
В-третьих, возможно применение байпасирования паровой турбины для максимально быстрого реагирования на изменения в генерации ВИЭ.
Планы TVA
К настоящему моменту компания-оператор TVA подала в NRC предварительную заявку на размещение АСММ на площадке под названием “Clinch River” (Рис.4).
Планируемый поставщик реакторной технологии пока неизвестен. Однако известно, что максимально возможная надёжность проектируемой АСММ будет обеспечиваться подземным размещением и традиционным для проектов малых станций применением пассивных систем безопасности, возможностью длительной автономного охлаждения активной зоны в случае аварии.
По планам TVA реализация проекта по сооружению АСММ на площадке “Clinch River” должна способствовать решению целого ряда важных задач.
Прежде всего, это обеспечение энергетической безопасности, которое подразумевает надёжное энергоснабжение объектов федеральной важности в случае сетевых аварий, последствий стихийных бедствий или даже террористических атак.
Немаловажным является и вклад подобной установки в дело сокращения эмиссии парниковых газов.
Рис.4. Планируемая площадка размещения АСММ компании TVA.
Мировая гегемония
В настоящее время в США под контролем минэнерго реализуется программа по поддержке инновационных разработок в атомной отрасли (Gateway for Accelerated Innovation in Nuclear, или сокращённо GAIN).
Данная программа подразумевает организацию эффективного государственно-частного партнёрства, целью которого является предельно быстрое и экономически оправданное развитие инновационных ядерных энергетических технологий с учётом текущих рыночных реалий.
Необходимость реализации подобной инициативы связана с осознанием американским отраслевым сообществом того факта, что в мире наблюдается существенный рост спроса на ядерные энерготехнологии в то время, как позиции США в этом смысле заметно просели.
При этом эксперты отмечают, что близка точка невозврата, после прохождения которой на весьма успешной в недавнем прошлом американской атомной отрасли можно будет по сути поставить крест.
Глобальная цель GAIN заключается в том, чтобы уже к 2030 году США смогли не только существенно переоснастить свою атомную промышленность (технологическое лидерство), но и возглавить мировой ядерно-энергетический клуб для обеспечения человечества чистой энергией (руководящая миссия).
Рис.5. Стратегические цели GAIN.
От частного к общему
Финансирование частного сектора в рамках программы GAIN стартовало в 2016 году, когда восемь предприятий получили в сумме около 2 миллионов долларов на реализацию программ своих исследований.
Эти деньги пошли на предоставление малым предприятиям доступа к широкому спектру исследовательских возможностей национальных лабораторий минэнерго США и других профильных научных центров.
Планируется, что это должно помочь в деле ускорения процесса разработки и успешного внедрения самых разных инновационных разработок (Таблица 3).
Таблица 3. Разработки, финансируемые в рамках GAIN.
Комментарии от редактора:
Автор (выше):
Ряд особенностей современных энергоблоков с реакторами типа LWR препятствуют их применению для нужд министерства обороны США. Прежде всего, это относится к выдаваемой мощности, которая во много раз превышает потребность военных объектов.
Комментарий:
Интересно понять откуда автор знает о потребностях нужд обороны США? Нет, они разумеется есть, но какие? И почему скажет размещаемый в районе относительно прибрежной военной базы плавучий блок с LWR или подземный же блок с LWR не отвечают требованиям? Вполне себе отвечают. Или автор тупо перевел опус Брюса Мак-Доэулла? Так это же смешно. Свои-то мысли «автора» в этом опусе есть? Буду комментировать безотносительно к «авторству».
Автор (выше):
Площадь подобной станции занимает до 100 га, а зона аварийной защиты составляет до 10 миль. На это накладывается большая стоимость сооружения, необходимость наличия солидного источника воды рядом с площадкой размещения для охлаждения установки, необходимость наличия резервных источников питания и ограниченная возможность маневрирования (следования за нагрузкой сети).
Ну и конечно же, со стратегической точки зрения немаловажен тот факт, что такая станция легко идентифицируется с воздуха и является лёгкой целью для потенциального противника.
Комментарий:
Зона аварийной защиты? Кстати, 100 ГА это 10 на 10 Га, или 100 на 1000 метров. Всего 1 кв. км. Это совсем не много. И все-таки разговор о большой станции или о малой, но с LWR? Путаница начинается вот тут и продолжается дальше. И автор серьезно думает, что индентифицировать малую станцию сильно сложнее? С воздуха? Для чего?
Автор (выше):
Как правило, конструкция подобных энергоблоков предусматривает применение пассивных систем безопасности и значительно более низкую температуру теплоносителя, что благотворно сказывается на общей безопасности объекта. (Далее по тексту…)
Комментарий:
Более низкая температура сразу и резко снижает эффективность и к тому же ухудшает использование TW. Автор (по-видимому) не знаком с концептуальной разницей и конструкцией, а также с режимами работы и управлением малых установок. Причем именно малых LWR.
Экономика всех малых АЭС пока еще считается по принципу пол-стены-потолок. Суждения об этом и о минимизации затрат на строительство крайне противоречивы. Более того, многие авторы склоняются к тому, что на режим аналогичных затрат по сравнению с большими станциями малые выходят при строительстве группы в 6 и более реакторов на станцию.
Что касается дизайна и прочего, то в реальности можно говорить лишь именно о LWR и ЖМТ. Остальное пока далекая экзотика.
Автор (выше): о многообразии проектов, опыте и инновациях. И о прочем…
Комментарий:
Дальше нет смысла следовать тексту, поскольку в нем начинается полная каша. Весьма упрощенная позиция. Если автор говорит о военных проектах, назовем их установками специального назначения, то странно говорить об инновациях в гражданском секторе. Особенно применительно к США. Где до сих пор, кстати в отличие от России, установки специального назначения есть тайна за семью печатями. Более того, в кучу смешано все, прототипы, исследовательские, перспективные установки, умершие проекты.
Автором совершенно не представляются особенности и специфика проекта NuScale. Причем найти информацию в открытых источниках довольно легко. Кроме того, потребность воды для станции с несколькими блоками типа NuScale, огромна и не только соизмерима со однореакторной станцией равной мощности, но в проекте даже и превышает ее. Это, кстати является некоторой проблемой в переговорах.
В общем, «три с минусом» за усердие и труды. Не более того. И самому автору и переводчику. В общем, ни о чем, шлак.
«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/
Принципы проектирования эффективной системы охлаждения Активной Зоны (АЗ) Ядерного Реактора (ЯР) с Естественной циркуляцией (ЕЦ) и осуществление контроля за параметрами при его эксплуатации
Введение. Формирование проблемы:
Любые проектные работы связанные с созданием ЯР и его компонентов, в основе своей должны основываться на обеспечении технической безопасности. Особенность технической безопасности АЭУ заключается в том, что она основывается на трех составных частях:
- 1. ЯБ, исключающая возникновение ядерной аварии при неконтролируемом высвобождении реактивности.
- 2. РБ, обеспечивающая нормальную радиационную обстановку для работы персонала и для окружающей среды в любых условиях эксплуатации, и имеющую строгую градацию классифицирующую уровень аварийной ситуации.
- 3. Теплотехническая безопасность, повторим основное ее положение: создание и обеспечение условий эксплуатации, при которых АЗ выполняла бы свои функции в течение гарантированной кампании и исключалась бы возможность попадания в т/н 1К продуктов распада (деления) из топливной матрицы поврежденных ТВЭЛ(ов), во всех режимах работы ЯР. В том числе, при авариях и в иных нештатных ситуациях. Иными словами, нарушение теплового баланса между тепловыделением и теплоотводом в АЗ и последствия такого(их) нарушения.
Все эти условия обеспечения технической безопасности должны выполняться на всей протяженности жизненного цикла АЗ, во всех/любых режимах эксплуатации, включая:
- нормальная работа,
- ожидаемые/планируемые переходные режимы – маневры мощностью,
- не ожидаемые переходные режимы вызванные, событиями/отказами
- экстремально неожиданные события, аварии, в том числе вызванные внешними факторами (т.н. события типа 1…4)
- операции по перегрузке топлива.
Для определения любого из перечисленных выше эксплуатационных режимов сформирована классификация по 4-м уровням условий высвобождения радиоактивности и значению т.н. Total Effective Dose Equivalent (TEDE). Но при оперативном контроле за поведением ЯР не всегда целесообразно подходить к анализу исключительно лишь с т.з. понимания уровня возможного высвобождения радиоактивности. Для оператора ЯР эта оценка скорее формальна, чем удобна.
(Продолжение после публикации)
… не определен. В файле автор обозначен фамилией и инициалами Жизневский С.Д., но с уверенностью говорить об авторстве и месте первой публикации сложно. Но по времени написания, это 2008 год. Однако, статья заслуживает внимания. Рисунки и схемы будут размещены дополнительно. Кое-какие редакторские правки по тексту были выполнены для придания статье “читабельности”.
Введение:
Как показывают события в мировой экономике в 2008 году, ориентация на масштабное развитие ядерной энергетики (ЯЭ) в России оказывается точным и вполне своевременным выбором. Последние события показывают правильность этого решения в долгосрочном, стратегическом контексте. Ситуация в развитии мировой экономики во второй половине 2008 года наглядно продемонстрировала, что оно может быть устойчивым только при надежном и относительно дешевом обеспечении энергией. В таком контексте масштабное развитие ЯЭ с учетом условий, сформировавшихся на энергетическом рынке к настоящему времени, оказывается практически безальтернативным вариантом.
На первый взгляд финансовый кризис, поразивший экономику планеты в 2008 году, является исключительно порождением несовершенства современной финансовой системы и не имеет причин в сфере материальной деятельности людей. Несомненно, глобальный финансовый сбой породил массу проблем, перекинулся на реальную экономику, и без устранения причин сбоя трудно рассчитывать на восстановление нормальной жизни.
При изучении перспектив развития энергетики, ее взаимосвязь с экономикой важна наряду с множеством параметров, отражающих разные стороны процесса оценки доли затрат на энергообеспечение экономической деятельности. Добывая и потребляя энергию, прилагая усилия и привлекая таланты, люди производят продукты конечного потребления и услуги, совокупная стоимость которых и составляет глобальный ВВП. Параметр, на который важно обратить внимание, – относительные затраты на обеспечение экономики энергией. Если доля затрат на энергию увеличивается, в перспективе это может привести к тому, что затраты на обеспечение энергией могут оказаться непомерными, а поведение экономической системы станет неустойчивым.
Анализ показывает, что если бы гипотетически вся современная энергетика базировалась на атомной энергии, даже с учетом большой ее инвестиционной составляющей, доля затрат на обеспечение экономики энергией не превышала бы 6% [1] глобального ВВП. Атомная энергетика – это восприимчивый к высоким технологиям, экологичный способ энергопроизводства с большой долей интеллектуальных вложений.
В условиях обостряющегося энергодефицита и роста стоимости традиционных энергоресурсов возрастает экономическая привлекательность использования в отдельных районах атомных станций малой мощности (АСММ). Во многих регионах России и мира проявляется необходимость в малых самозащищенных энергоисточниках, устойчивых к внешним воздействиям, с длительной автономностью (это понятие, в первую очередь, включает надежную и долговременную топливообеспеченность – длительную независимость от поставок топлива) для решения многих социальных и экономических проблем.
Согласно классификации МАГАТЭ [2]:
- атомные реакторы малой мощности – реакторы, не превышающие 300 МВт (э),
- средней – от 300 до 700 МВт (э)
- большой – более 700 МВт (э).
Изначально, реакторы малой мощности, в основном использовались в качестве источника энергии для подводных лодок. Гражданская атомная энергетика строилась на опыте военной, и АЭС построенные в 1960-70 гг. были, как раз, средней мощности. Однако, начиная с 70-х гг., индустриально развитые страны сделали упор на строительство АЭС с мощностями от 600 – 1000 МВт. Такой путь возможен именно в индустриально и научно успешных странах, так как они имеют развитые электрические сети, квалифицированный персонал, технологии, растущий потенциал потребления энергии и средства на реализацию дорогостоящих проектов. Однако, большинство развивающихся стран не имеют достаточно развитой инфраструктуры, сети электропередач, достаточной плотности населения и средств на большие амбициозные проекты. В их случае, строить крупную электростанцию в одном месте – не лучший вариант развития энергетики на данном этапе. Это будет еще менее эффективно, если атомная энергия используется не только для получения электричества, а, к примеру, для центрального отопления.
Необходимость внедрения АСММ понятна многим экспертам и даже политикам. Но внедрение это должно быть сделано разумно, на основе системного подхода. Только рациональное использование наличных ресурсов приведет к успешной интеграции АСММ в систему национальной энергетической безопасности. ЯЭ как качественно новая энерготехнология, основанная на использовании топлива с принципиально более высокой энергоотдачей, чем все известные органические виды топлива, должна развиваться далее по новым принципам и законам. ЯЭ должна быть организована в строгой иерархической системе с тщательной увязкой и с учетом материальных потоков в ней.
1. Историческая справка:
Во всех развитых странах направление малой ЯЭ начало развиваться с начала 50-х годов прошлого века (в каких-то странах чуть позже) и, в основном было подчинено решению задач министерств обороны. В США, для решения этих задач в 1952 г. была разработана специальная армейская программа по ЯЭ. Эта программа предусматривала разработку и строительство стационарных, блочно-транспортабельных, передвижных наземных и плавучих АСММ с корпусными реакторами водо-водяного и кипящего типа, а также с реакторами, теплоносителями которых являлись газ и жидкий металл, для обеспечения электрической и тепловой энергией гарнизонов, размещенных на удаленных военных базах. В соответствии с этой программой было построено 8 экспериментальных АСММ электрической мощностью от 0,3 до 3 МВт, в том числе:
- на Аляске (SM1A)
- в Гренландии (PM2A)
- в Антарктиде (PM3A).
Все указанные станции были выведены из эксплуатации в 60-е годы прошлого века. Плавучая АСММ Sturgis (MH1A), эксплуатировавшаяся в зоне Панамского канала на озере Гатун проработала с августа 1968 по июль 1976 года.
В СССР поисковые расчетно-конструкторские исследования АСММ также производились в то же самое время. Целью этих исследований являлось выявление наиболее перспективных проектов АСММ для практической реализации в виде опытных, демонстрационных и промышленных образцов. Всего было проработано около 20 вариантов АСММ электрической мощностью 1–1,5 МВт с различными реакторами (на тепловых, промежуточных и быстрых нейтронах) и разными видами исполнения (стационарные, блочно-транспортируемые, передвижные и плавучие АСММ).
В октябре 1956 г было принято правительственное решение о создании АСММ. После этого были сделаны несколько технических проектов, часть из которых была реализована:
- В 1961 г. была введена в эксплуатацию передвижная атомная станция ТЭС3, которая проработала до 18 июля 1966 г. Эта станция электрической мощностью 1,5 МВт с ВВРом спроектирована и изготовлена в период 1957–1960 гг.
- Затем в период 1961–1963 гг. была спроектирована и изготовлена блочно-транспортабельная станция «АРБУС». Эта станция электрической мощностью 0,75 МВт с органическим теплоносителем была выведена на проектные параметры в г.Димитровграде.
- С 1981 г. и по настоящее время в РНЦ «Курчатовский институт» (КИ) работает опытная ядерно-энергетическая установка «Гамма» с ВВР тепловой мощностью 220 кВт и термоэлектрическими генераторами суммарной мощностью 6,6 кВт. На основе опыта эксплуатации этой установки разработан технический проект АСММ «Елена».
- В период 1976–1985 гг. в Белоруссии были созданы две опытных мобильных установки «Памир-630Д». Особенностью этих одноконтурных установок электрической мощностью 300–600 кВт является использование в качестве теплоносителя диссоциирующего вещества «нитрин», полученного на основе четырехокиси азота (N2O4).
- В 1974–1976 гг. были введены в эксплуатацию 4 энергоблока с канальными водографитовыми реакторами ЭГП-6 на Билибинской АЭС. При общей установленной электрической мощности энергоблоков 48 МВт отпуск тепла составляет 78 МВт и может быть максимально увеличен до 116 МВт при снижении электрической мощности до 40 МВт.
К прототипам будущих АСММ смело можно отнести и АЭУ четырех поколений, используемые на ледокольном и подводном флоте. Эти установки накопили огромный опыт эксплуатации (более 6,000 реакторо-лет) и на их основе, в России создано большинство проектов современных АСММ, предлагаемых к реализации в ближайшее время.
2. Потенциальные сферы использования АСММ:
2.1 Небольшие населенные пункты, без централизованного электроснабжения
Естественно, что и сегодня есть обширные территории Земного шара, с малой плотностью заселения. Сотни населенных пунктов не подключены к централизованной электросети из-за удаленного расположения. Однако, население маленьких поселков, также нуждается в электрической и тепловой энергии. С похожей ситуацией сталкиваются жители небольших островных государств. Мощность большинства электростанций на Гавайях не превышает 20 МВт. Одним из наиболее ярких примеров может служить Индонезия – 13,300 островов. Потенциальный рынок не подключенных к общей электросети населенных пунктов очень обширен. В одной только Индии их насчитывается около 80,000. Подсчитано, что в среднем для населенного пункта в 1,000 человек требуется станция от 2 до 5 МВт, для 50,000-ого города соответственно 35-40 МВт мощности [3].
Рисунок 1: График зависимости мощности станции от численности населения [3]:
Районы Русского Крайнего Севера и приравненных к ним удаленных территорий, а также места проживания малочисленных народов Севера расположены на территории 31 субъекта Российской Федерации, в том числе:
- 15 краев и областей
- 6 республик
- 10 автономных округов.
На этих территориях проживает свыше 10 млн. человек, в т.ч. более 2,5 млн.человек составляют сельские жители. В этой зоне расположено 535 города и поселка городского типа, из которых:
- 353 – численностью до 10 тыс.чел.
- 91 – от 10 до 20 тыс.чел.
- 55 – от 20 до 50 тыс.чел.
- 17 – от 50 до 100 тыс.чел.
- 8 – от 100 до 200 тыс.чел.
- 11 – более 200 тыс.чел.
6,493 сельских н/пункта, в том числе:
- с числом жителей до 10 чел. – 1606 н/пунктов,
- от 11 до 50 чел. – 1669
- от 52 до 100 чел. – 617
- от 101 до 500 чел. – 1476
- от 501 до 1000 чел. – 657
- от 1001 до 3000 чел. – 405
- от 3001 до 5000 чел. – 30
- более 5000 чел. – 27 пунктов [4].
На рисунке 2, кроме России показаны регионы остальной части Земли, в которых невозможно устойчивое развитие без атомных энергоисточников малой и средней мощности.
Рисунок 2: Регионы, нуждающиеся в энергетике малой и средней мощности [4]:
Понятно, что региональный аспект развития АСММ в смысле их энергетической ниши охватывает огромные территории Российского Ближнего и Крайнего Севера. Это районы, которые не могут быть охвачены объединенными или узловыми энергосистемами, в которых действует большое число мелких изолированных потребителей с нагрузками до 3-5 МВт (более 6,000 ДЭС общей установленной мощностью свыше 3 ГВт, вырабатывающих около 6 млрд. кВт.ч электроэнергии при удельных расходах топлива 500-600 г у.т./кВт.ч). (суммарный завоз топлива 3-3.5 млн. т у.т. в год) [7].
В этих регионах, для целей теплоснабжения здесь эксплуатируется более 5 тыс. котельных мощностью менее 10 Гкал/ч (в среднем около 1,5 Гкал/ч), не удовлетворяющих требованиям надежности и качества. И несмотря на высокие тарифы на электроэнергию в этих регионах зачастую нет альтернативы электроотоплению. Для целей теплоснабжения эксплуатируется более 5 тыс. котельных мощностью менее 10 Гкал/ч (в среднем около 1,5 Гкал/ч), не удовлетворяющих требованиям надежности и качества. И несмотря на высокие тарифы на электроэнергию в этих регионах зачастую нет альтернативы электроотоплению [7].
2.2 Энергоснабжение промышленности
Добыча полезных ископаемых – одна из наиболее важных отраслей, а в большинстве развивающихся стран пожалуй самая важная. Для добычи, последующей переработки и транспортировки полезных ископаемых требуется электроэнергия. Например, для передачи газа по газопроводу при невысоких давлениях требуется затратить 20% этого газа. Специалисты Газпрома уже обдумывали варианты использования АСММ. Во многих случаях разработка месторождения занимает в среднем 15 лет. Все это время, если предприятие находится вдали от развитой электросети, на получение энергии приходится тратить углеводородные ресурсы. В случае с транспортабельной АСММ, можно этого избежать, ведь она может работать на одной загрузке до 20 лет.
2.3 Опреснение морской воды
Согласно данным ЮНЕСКО к 2050 году 7 миллиардов человек в 60 странах (по пессимистическим прогнозам) или 2 миллиарда человек в 48 странах (по оптимистическим прогнозам) [5] столкнутся с проблемой нехватки воды. Пресная вода стремительно превращается в дефицитный природный ресурс. За XX столетие ее потребление увеличилось в 7 раз, тогда как население планеты выросло всего втрое. Не случайно ООН объявила 2003 год Международным годом пресной воды. По данным ООН дефицит пресной воды в мире (включая сельскохозяйственные и промышленные нужды) оценивается в 230 млрд. мЗ в год. К 2025 году дефицит пресной воды увеличится до 1,3-2,0 трлн. мЗ в год. В настоящее время основные потребители опресненной воды сконцентрированы на Ближнем востоке (70% от общего объема), в Европе – 9,9%. США – 7,4% (в основном Калифорния и Флорида), в Африке – 6,3% и остальные 5,8% – страны Азии [5].
Хотя Россия обладает громадными запасами пресной воды и их распределение по территории является достаточно равномерным, тем не менее ситуация с водоснабжением, в некоторых регионах России, не является исключением из общей тенденции. Опреснение морской воды является одним из основных вариантов решения проблемы дефицита пресной воды.
В связи с этим, к настоящему времени в мире получили широкое распространение опреснительные установки различных типов, и практически все они (за исключением систем работающих на принципе обратного осмоса, например в Израиле) для своей работы требуют тепловую, механическую или электрическую энергию. Все эти виды энергии сегодня получают сжиганием органического топлива.
Рисунок 3: Перспективные рынки опресненной морской воды [5]:
Исключением является лишь ядерно-опреснительный комплекс в г. Актау (бывш. г. Шевченко), Казахстан, где с 1973 года эксплуатировался ядерный реактор на быстрых нейтронах БН-350 и дистилляционный опреснительный комплекс мощностью 120,000 м3/сутки. РУ БН-350 выведена из эксплуатации в 1998 г и будет утилизирована, а опреснительный комплекс работает и в настоящее время, используя тепло ТЭЦ на органическом топливе.
Более чем 20-летняя эксплуатация атомного энергоопреснительного комплекса в г. Актау наглядно подтверждает надежность, безопасность и экологическую чистоту таких комплексов, отсутствие сколько-нибудь значительного отрицательного воздействия на окружающую среду.
Использование ЯЭ для опреснительных установок наиболее перспективно и имеет ряд экологических и экономических преимуществ, а идея поставки на место размещения испытанного и сданного “под ключ” в промышленно развитой зоне источника опресненной воды и электроэнергии – плавучего атомного энергоопреснительного комплекса, при минимальном объеме строительно-монтажных работ на площадке, – весьма привлекательна.
Сегодня рынок опреснения морской воды развивается стремительно. В 1995 году его объем составлял ~ 3 млрд. долларов США в год, а к 2015 году, по прогнозам МАГАТЭ достигнет 12 млрд. долларов США в год. Приблизительно 23 миллиона м3/сутки опресненной воды в настоящее время производятся 12500 станциями, сооруженными в различных частях мира [6]. Для энергоснабжения этих станций в значительной степени используют источники энергии на органическом топливе. Физически понятно, что опреснение воды является энергоемким процессом, поэтому выбор эффективного энергоисточника является одним из наиболее принципиальных вопросов экономики опреснения. В этом контексте, использование ядерных РУ в качестве энергоисточников в составе опреснительных систем может оказаться весьма перспективным.
Детальное изучение возможности и первые практические шаги в использовании ЯЭ для опреснения морской воды (ядерное опреснение) началось сравнительно недавно. Это было мотивировано рядом причин: экономической конкурентоспособностью ЯЭ в сфере производства электроэнергии, стремлением развивать в новой области энергопотребления борьбу за сохранение ограниченных ресурсов органического топлива, общемировой задачей защиты окружающей среды от выбросов парниковых газов и другими причинами. К настоящему времени, на международном уровне интерес к ядерным источникам энергии в сфере опреснения еще более возрос, и начинают намечаться перспективы перехода проблемы в практическую и коммерческую плоскость.
В связи с этим возникла необходимость изучения технической возможности и экономической целесообразности продвижения российских реакторных технологий на формирующийся международный рынок ядерного опреснения. Использование комбинированного цикла производства пресной воды и электроэнергии обеспечивает повышение капиталоотдачи и уменьшение себестоимости выработки единицы продукции. Коэффициент полезного использования ядерного топлива может достигать (55-60)% по сравнению с (30-32)%, получаемых на АЭС, вырабатывающих только электроэнергию.
Наиболее востребованный диапазон производительностей опреснительных установок – от 50,000 до 200,000 м3/сутки, приемлемая цена опресненной воды, вырабатываемой ЯЭОК – от 0,45 до 0,8 $/м3 [6]. Производительность ЯЭОК по опресненной воде более 200,000 м3/сутки вызывает проблемы распределения ее по потребителям [16].
Для энергообеспечения ЯЭОК могут применяться различные типы РУ: на тепловых или быстрых нейтронах; с различным теплоносителем/замедлителем: водо-водяные, жидкометаллические, графитовые и др. По варианту базирования установки могут быть наземными или плавучими, стационарными или передвижными. Предпочтительный вариант должен выбираться, исходя из конкретных условий расположения площадки. Однако при прочих равных условиях ЯЭОК на базе плавучих энергетических блоков (ПЭБ) по сравнению с наземным вариантом строительства комплексов такой же мощности имеют следующие основные достоинства:
- сокращение сроков строительства и снижение капитальных затрат за счет минимальных объемов строительно-монтажных работ
- высокое качество изготовления плавучего энергоблока в условиях судостроительного завода и сдача его под “ключ”
- возможность размещения комплекса в любой прибрежной точке в непосредственной близости от потребителя пресной воды и электроэнергии
- простота снятия с эксплуатации – после списания плавучий энергоблок буксируется на специализированное предприятие для утилизации
- сокращение срока окупаемости капиталовложений.
Таблица 1: Перспективы мирового рынка по обессоливанию воды [6]:
|
Производительность в 1995 году (м3/сутки): |
Прирост установленной производительности по годам (м3/сутки): |
Ожидаемая производи-тельность к 2015 г (м3/сутки): |
||||
|
1996- 2000 |
2001- 2005 |
2006- 2010 |
2011- 2015 |
|||
| США |
183,400 |
322,971 |
302,783 |
483,931 |
773,135 |
2,066,220 |
| Мексика |
32,864 |
135,506 |
104,568 |
169,510 |
274,786 |
717,234 |
| Антильские острова |
73,481 |
28,198 |
27,991 |
35,696 |
45,523 |
210,889 |
| Кипр |
8,681 |
44,850 |
32,531 |
52,301 |
84,085 |
222,448 |
| Италия |
126,370 |
84,073 |
149,919 |
256,721 |
439,609 |
1,056,692 |
| Мальта |
122,117 |
66,716 |
102,265 |
157,648 |
243,025 |
691,771 |
| Испания |
249,315 |
306,769 |
197,321 |
267,338 |
362,201 |
1,382,944 |
| Бывший СССР |
136,942 |
64,356 |
60,416 |
78,551 |
102,128 |
442,393 |
| Египет |
30,069 |
27,263 |
40,041 |
68,005 |
115,500 |
280,878 |
| Ливия |
393,842 |
195,511 |
152,999 |
192,718 |
242,748 |
1,177,818 |
| Бахрейн |
92,717 |
131,556 |
71,017 |
93,505 |
123,114 |
511,909 |
| Индия |
13,415 |
69,817 |
34,803 |
49,355 |
69,992 |
237,382 |
| Иран |
319,397 |
268,716 |
424,297 |
730,408 |
1,257,365 |
3,000,183 |
| Израиль |
45,468 |
145,124 |
37,432 |
44,784 |
53,579 |
326,387 |
| Кувейт |
1,195,895 |
245,999 |
214,820 |
246,825 |
283,598 |
2,187,137 |
| Оман |
145,343 |
141,757 |
96,577 |
129,065 |
172,481 |
685,223 |
| Катар |
513,214 |
133,818 |
172,607 |
218,652 |
276,982 |
1,315,273 |
| Саудовская Аравия |
3,733,747 |
1,069,526 |
1,680,028 |
2,270,110 |
3,065,990 |
11,819,401 |
| ОАЭ |
1,851,166 |
572,314 |
724,402 |
940,932 |
1,222,186 |
5,311,000 |
| Япония |
17,898 |
49,489 |
35,671 |
54,553 |
83,430 |
241,041 |
| ВСЕГО: |
9,285,341 |
4,104,329 |
4,662,488 |
6,540,608 |
9,291,457 |
33,884,223 |
Выше было показано, что рынок опреснения воды экономически привлекателен и неуклонно растет. Как говорилось выше, 70% от всей обессоленной воды приходится на страны Ближнего Востока. На этом фоне нужно отметить, что, в декабре 2006 года шесть стран-членов Совета Стран Персидского залива – Кувейт, Саудовская Аравия, Оман, Бахрейн, Объединенные Арабские Эмираты и Катар – объявили о том, что Совет начинает изучение вопроса использования ядерной энергии в мирных целях. В свою очередь, Франция заявила о своих намерениях сотрудничать с этими государствами в сфере ядерных технологий.
В феврале 2007 года шесть государств согласились сотрудничать с МАГАТЭ для анализа технического осуществления проекта по использованию ЯЭ, а также программы по опреснению воды. Саудовская Аравия возглавляет это исследование и ее власти полагают, что программа может появиться в ближайшем будущем.
Наиболее характерные требования к энергоисточнику для ЯЭОК следующие:
- мощность реактора от 40 до 200 МВт (э)
- стоимость АЭС от 1000 до 1700 $/кВт (э) установленной мощности
- время создания реакторной установки от 40 до 60 месяцев
- срок службы реакторной установки от 40 до 60 лет [16].
При одноцелевом использовании ЯЭОК для производства 200,000 м3/сутки пресной воды достаточно мощности РУ около 40 МВт.
Исходя из того, что дефицит пресной воды в настоящее время – 230 млрд. мЗ в год [5], т.е., приблизительно, 630 млн. мЗ вдень, то можно посчитать, что для устранения нехватки пресной воды путем опреснения нужно еще примерно 126 ГВт мощностей. Безусловно, этой цифры достичь почти невозможно. Если считать, что планируемый прирост производства пресной воды к 2015 году будет равен примерно 10 млн. мЗ в сутки, то для его покрытия требуется 2 ГВт новых мощностей, а это примерно 50 новых АСММ. Это вполне осуществимая задача.
(Продолжение следует)
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)
Very interesting review from IAEA ARIS 2012_Status of SMR Design NENP-NPTDS being delivered to my e-mail today. But report has some uncertainties and errors. As You can see from report 32 projects has being analyzed, and 10 of presented projects from Russia. We are presenting here updated information about Russian SMR project in up-dated Table below.
|
Reactor Model and Design: |
Reactors type: |
Basic Configuration El(Th)-Power: |
Safety and residual systems design. Seismic: |
Project Status: |
Notes, additional information: |
| KLT-40S, OKBM Afrikantov (Russia) | Pressurized LWR, Blocking design, 2 1C pumps – 2 r/speed each. 20% NC possible | FNPP (barge) mounted 2 units 35(150) each | Passive, Naval type design. Strong seismic capability requirements over 5-6g (and above) | Under construction | Design based on G3 Naval Reactor. Landing prototype full scale test completed, and 3 NIB (numbers of actual reactors not included Naval) |
| ABV-6M, OKBM Afrikantov (Russia) | Pressurized LWR, Modular, 100% NC | FNPP (barge) or land based 8.6(38) x 1 or 2 modules | Same | Detailed design | Scalable design based on G4 Naval Reactor. Landing prototype full scale test completed |
| RITM-200, OKBM Afrikantov (Russia) | Pressurized LWR, Semi-Modular, 4 1C pumps, but 100% NC possible | 50(175) for new generation of NIB | Same | Under manufacturing process | Design based on G4 Naval Reactor. Landing prototype full scale test completed |
| VBER-300, OKBM Afrikantov (Russia) | Pressurized LWR, Blocking design, 2 1C pumps – 2 r/speed each. 20% NC possible | 325(917) | Same | Detailed design | Scalable design based on G3 Naval Reactor. Landing prototype full scale test completed, and 3 NIB (numbers of actual reactors not included Naval) |
| WWER-300, SKB Gidropress (Russia) | Pressurized LWR, Loop design | 300(850) | Passive, Naval type design. Strong seismic capability requirements over 5-6g (and above) | Detailed design | Design based on civilian NR WWER-440 transferred to modern materials and technology, many time in operating including few units exported |
| SVBR, AKME Engineering (Russia) | LMCR fast reactor, Pb-Bi eutectic alloy. Modular design, 100% NC | 100 | Passive, Naval type design. Strong seismic capability requirements over 5-6 g (and above) | Detailed design | Design partially based on G2 Naval LMR. Landing prototype full scale test completed, and few NIB actual reactors was under operating in the Soviet Navy |
| VK-300, RDIPE (Russia) | BWR | 250(750) | Passive | Conceptual design | |
| UNITHERM, RDIPE (Russia) | PWR Modular design, 100 % NC | 2.5(20) | Passive, Naval type design | Conceptual design | |
| BREST-OD-300, RDIPE (Russia) | LMCR fast reactor Na | 300 | Passive | Conceptual design | |
| SHELF, NIKIET (Russia) | PWR | 6(28) | Passive, Naval type design | Conceptual design | Partially based on VAU (Supporting Nuclear Unit) Naval design. Full scale landing prototype successfully tested |
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.
Довольно длительное время занимаясь малыми реакторными установками и будучи автором последнего и пожалуй наиболее современного учебника по SMR и соответствующего курса который предложено преподавать в Университете, нагло думаю, что что-то в них понимаю.
- Легко-водные реакторы: Ни один из существующих Американских проектов не является техническим прорывом и даже близко не приближается к действительно современным конструкциям. А проект NuScale частично повторяет проекты Военно-Морских реакторов 30 летней давности. что же в них нового? Более того, совершенно понятно, что некоторые из этих проектов не могут быть реализованы и никогда не будут реализованы. Самое большее, в варианте одного или двух блоков с последующей смертью проекта. Оправдает ли это затраты? Вряд ли. Даст ли возможность сохранить и/или развить технологии? Скорее да, чем нет.
- Жидко-металлические реакторы: направление использования Натрия, в свете даже оценки гипотетически возможной аварии, делает проблему крайне опасной. Свинец-Висмут имеет больше преимуществ и свои проблемные стороны, которые впрочем, вполне решаемы для стационарных объектов. Вполне готовы к развитию и реализации. Но основной опыт сосредоточен за океаном, в России.
- Газоохлаждаемые реакторы: Требуют длительных исследований и действительного прорыва в материаловедении. Работы ведутся, активно и настойчиво. Но прорыва пока не видно.
- Реакторы со сверхкритическими параметрами пара (LW но скорее уже G-V): Перспективны и наиболее близки к развитию в обозримый отрезок времени. Имеют серьезные заделы переходящие от легководных установок, как в части системных решений, так и в части материалов. Наиболее перспективны в обозримом будущем и способны заменить легководные установки.
Огромное сомнение вызывает анализ эксплуатационных параметров и самой концепции эксплуатации и управления объектами. Нет никакой возможности увидеть в этом аспекте проектов что-то новое и прогрессивное. Все решения довольно старые и не могут претендовать на инновации. А некоторые идеи явно неприемлемы для подобных объектов и систем. Затраты на создание и сроки проектирования установок перевели часть из них в утопию и создали негативный фон в части экономики проектов. Оптимизация параметров слабая, под параметры больших установок, экономика не подтверждена достоверными расчетами и исполнялась без объективных данных, “на глазок”…
ОБЗОР И АНАЛИЗ НЕКОТОРЫХ ТЕХНИЧЕСКИХ РЕШЕНИЙ ПРИМЕНЕННЫХ ПРИ РАЗРАБОТКЕ АМЕРИКАНСКИХ LW SMR
Часть 2. О системах безопасности малых реакторов
3. О РАБОТЕ СИСТЕМ БЕЗОПАСНОСТИ УСТАНОВОК LW SMR
Отдельный и очень детальный разговор требуется для анализа работы систем безопасности и вывода любой установки малой мощности. Абсолютно очевидно, что системы безопасности проектируемые в разных странах отличаются радикально. Это также касается и работы систем при нормальном, и при аварийном выводе. К примеру, предложенные NuScale схемные решения, на мой взгляд, абсолютно не удовлетворяют необходимым и достаточным требованиям безопасности требуемой именно для малых установок. А в США, такая концепция популярна, но для больших реакторов. Что было с этой концепцией в Фукушиме, весьма наглядно.
Во всех презентациях NuScale, да и других проектантов, указывается (декларируется) наличие надежных пассивных систем расхолаживания в конструкции установки. Но детально не рассматривается их использование, последовательность срабатывания оборудования, подключение этих систем в работу. Поэтому, в отсутствие информации приходится руководствоваться лишь относительно здравым смыслом и строить рассуждения на допущениях, догадках и понимании того, как эти системы работают. Планируется, что рассмотрение проектов прочих разработчиков будет выполнено в продолжениях анализа и других установок.
3.1. КАНАЛЫ ОТВОДА ТЕПЛА ПРИ АВАРИЙНОМ РАСХОЛАЖИВАНИИ
Не требует специального обоснования постулат о том, что для безопасного вывода установки/реактора любого типа, необходимо несколько путей/каналов отвода аккумулированного в контуре тепла и остаточных тепловыделений из/от АЗ. Пока нами не рассматривается циркуляция теплоносителя первого контура, в этом процессе, а это отдельный и весьма интересный разговор. Для начала, идентифицируем каналы отвода тепла в установке и рассмотрим требования к таким каналам:
- Первый канал (основная система отвода тепла), это сброс пара, пароводяной смеси или воды (в разных режимах) из парогенератора через паропроводы, на главный конденсатор (ГК). При выводе установки с использованием этого канала, обычно включаются в работу пусковые питательные насосы (ППН) и работают конденсатные насосы (КН), а сброс отепленной среды осуществляется на ГК с предварительным увлажнением пара холодной водой. Затем переходит в режим сброса паро-водяной смеси и в окончании, отепленной воды. На каком-то этапе, теплоотвод переводится/переключается на системы длительного расхолаживания.
Электро-питание при таком выводе присутствует, все задействованные системы установки работают штатно. Отвод пика остаточных тепловыделений (ОТВ) не затруднен. Реактор переводится в режим обычного (длительного) расхолаживания или в краткосрочный режим нерасхолаживания. Это зависит от характера аварии и сигнала по которому сработала а/з.
- Второй канал расхолаживания, имеет как правило 2 независимых ветви (работает при аварии основной системы отвода тепла), включается в работу, если повреждена паровая или конденсатно-питательная система (КПС), а также ГК и/или его система охлаждения, иными словами, повреждена основная система отвода тепла. В этом случае необходим резервный канал теплоотвода. Обычно это сброс пара и/или паро-водяной смеси из парогенератора на специальные теплообменники погруженные в охлаждаемый бассейн и организация ЕЦ в схеме ПГ-ТО. За исключением правильной конструкции и расчетов, теоретически тут проблем нет. Но сразу возникает несколько вопросов, из которых главные уже были озвучены выше: «А как же быть с уровнем первого контура? Как обеспечить циркуляцию по первому контуру?» Вопросы эти, очень важны. Без детального объяснения, это остается серьезной проблемой дизайна и серьезным сомнением в правильности принятых технических решений.
- Третий канал (резервный, работает при аварии основной системы отвода тепла и/или как дополнение ко второму каналу). Организация циркуляции из заполненного водой контейнмента, в который погружен реактор, в опускную часть реактора через специальные патрубки на его корпусе.
Возможно ли это при разомкнутом контуре, когда ТН-1 выпаривается в контейнмент, и конденсируясь на охлаждаемых стенках контейнмента, попадает его нижнюю часть и оттуда, через патрубки попадает в опуск реактора и затем снова в АЗ. Довольно странная схема и с точки зрения надежности (а ну как откажет один из клапанов, или того хуже сработет на мощности), и с точки зрения обеспечения теплоотвода. Но этот вариант интересен, а обсуждать его “в воздух”, без оппонентов, бессмысленно. И снова, здесь же, появляется интересный вопрос неоднократно звучавший выше, по отводу тепла от АЗ и наличии циркуляции по 1К. Правда в этом случае, уровень явно будет “потерян”.
3.2. СИСТЕМЫ БЕЗОПАСНОСТИ LW SMR НА ПРИМЕРЕ ПРОЕКТА NuScale
Рассмотрим работу систем безопасности представленных в названном проекте. Особенно интересна работа, систем пассивной безопасности и расхолаживания при авариях, отказах и соответственно при срабатывании а/з реактора. Проект NuScale оговаривает две системы: уже упоминавшуюся выше CHRS (отвод тепла через контейнмент) и DHRS (отвод тепла через ПГ и второй контур).
3.2.1. Работа DHRS
Попробуем разобрать ситуацию с работой системы расхолаживания со срабатыванием а/з реактора, по какому-либо неприятному сигналу. Например полное обесточивание установки или авария турбинной части установки, при которой невозможен сброс пара в ГК, т.е. авария основной системы отвода тепла.
Начнем с первого из двух сигналов а/з упомянутых выше: потеря электропитания всеми потребителями установки. В такой ситуации последовательно происходит следующее:
- Теряют питание ИМ СУЗ и поглотители под собственным весом опускаются/вводятся в АЗ, заглушают цепную реакцию
- Прекращается подача ПВ в ПГ (на выбеге насосы подачи АВ продолжают частично заполнять ПГ водой). Временные задержки срабатывания паровой и водяной арматуры должны соответствовать задаче процесса
- Происходит соответствующая перекладка арматуры, отключение КПС и подключение систем безопасности, в данном случае DHRS
- Следует помнить, что ни одна из систем управления не работает и контроля за параметрами тоже нет, это в самом худшем варианте.
В принципе, этих вводных достаточно для первичного анализа представленной на схеме системы DHRS NuScale. 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 секциями ПГ, по 2 на борт). Каждая такая ветвь должна обеспечить снятие пика тепловыделений после сброса а/з и продолжить отвод тепла от АЗ остановленного реактора достаточно длительное время, до организации работ по ликвидации аварии и подключении в работу насосного оборудования установки
- После отключения питания обоих ПН (по условию рассмотрения нами ситуации произошло обесточивание, в ином случае смысла в этом нет) пусковые ПН не запускаются. Мы уже отмечали, что какое-то, довольно короткое время основные ПН 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 аппаратурой на основных паро- и трубопроводах ПВ
- Выпаривание ПВ в ПГ отводит существенную часть тепла аккумулированного теплоносителем и выделяющегося в АЗ в первые секунды после сброса а/з, и как показывает практика (не могу знать, что в реальности показывают расчеты NuScale), ПГ может быть полностью осушен (см. выше). Пар частично вытесняется в паропроводы и обратным током вытолкнет воду в трубопроводы ПВ, на короткое время остановит поступление воды в ПГ. Вода под давлением, из аккумуляторов запаса воды будет проталкиваться в ПГ. Но, указанная в данных проекта длина трубок ПГ очень велика, по данным NuScale до 22 метров и продавить выпаривающуюся воду в трубопроводы такой протяженности очень затруднительно. Кроме того, в первые моменты времени в ПГ будет образовываться много пара и он практически остановит поступление ПВ в ПГ. Разумеется, для детального анализа надо иметь на руках данные и разговаривать с расчетчиками более конкретно
- В первые моменты после закрытия паровой арматуры, резко увеличивается объем пара в контуре системы DHRS и пар выдавливает ПВ из ПГ встречным движением. В этот момент, пар может попасть даже в компенсационные баки и там происходит его конденсация. Этот момент может быть определен как паровой режим работы DHRS
- В этот же момент необходимо следить за параметрами первого контура. При минимальном перепаде на участке АЗ-ПГ циркуляция может быть затруднена. При этом, важно следить за уровнем теплоносителя в первом контуре. Если он будет разомкнут, то возникает вопрос отвода тепла и вероятно проблема охлаждения АЗ и далее по цепочке все отрицательные последствия с перегревом
- Постепенно пар конденсируется (смесительная конденсация в баках DHRS), и циркуляция переходит в паро-водяной режим. ПГ заполняется водой из системы и циркуляция по контуру надежно устанавливается. Но самыми важными для АЗ будут именно первые несколько минут
- Далее, система переходит в водяной режим циркуляции при ЕЦ и теплоотвода. В это время подразумевается подключение систем установки, но это не значит, что возможностей системы не достаточно для теплоотвода и без помощи прочих систем установки. Вся подача ОВ в ПГ осуществляется из системы DHRS, в емкостях (аккумуляторах запаса воды) которой содержится некоторый резерв очищенной воды системы, резерв этот должен быть достаточен, для организации работы системы во всех режимах. Но на схеме нет очень важных частей системы, которые заканчивают процесс расхолаживания
- Теплоотвод осуществляется в довольно большой бассейн, как это показано на презентациях проекта NuScale. Но может осуществляться также и в специальные цистерны, или же иную, резервную систему охлаждения, например через градирню или даже воздушный теплообменник.
Вторая группа сигналов, по которым должна включаться в работу DHRS возможна по нескольким причинам. Но при этом, есть существенное отличие от разобранного нами режима “обесточивание”. Если системы установки имеют электроснабжение и находятся в работе, это означает, что после сброса а/з развитие сценария возможно по двум направлениям:
- ПВ продолжает поступать в ПГ, так как главный конденсатор в порядке и задействован, загрязнения конденсата нет, подача охлаждающей воды происходит по обычной схеме, а сигнал а/з связан с отказом работы турбины или иного оборудования ПТУ
- ПВ в ПГ поступает только от ЦЗПВ (ограниченный объем) и ГК выведен из работы, например, по причине отсутствия охлаждающей воды или по причине неплотности трубной системы.
В принципе, эти режимы менее напряженные, чем первый и их детальный анализ возможен при наличии более точного списка оборудования и схем систем установки. Но в обоих случаях, эти режимы практически не отличаются от режимов штатного вывода установки. И могут быть резервированы работой DHRS.
ПРИМЕЧАНИЕ: Еще раз необходимо напомнить о детальном разборе работы системы первого контура в аварийных режимах. Это отдельная и серьезная дискуссия, которая рано или поздно потребуется разработчикам. Элементарный анализ показывает, что как только уровень в реакторе будет потерян, разомкнется контур циркуляции и теплоотвод от АЗ будет серьезно затруднен. Если циркуляции по контуру не будет, как поведет себя АЗ? Как будет вести себя топливо и оболочка ТВЭЛов при выпаривании и неочевидно достаточной конденсации в верхней части корпуса? Насколько верно была поставлена задача для расчета такой аварийной ситуации? Все ли выполненные расчеты достоверны и верифицированны?
По моему мнению, для продолжения охлаждения АЗ и отвода остаточных тепловыделений системой DHRS, необходима организация циркуляции ТН по первому контуру, в режиме ЕЦ. Источник тепла, в виде остаточных тепловыделений, в АЗ присутствует, а это значит, что для организации циркуляции, ПГ в верхней части реактора должен охлаждаться. Иначе движения теплоносителя по контуру не добиться. На первый взгляд это аксиома, но некоторые специалисты так не считают. Конечно, можно постараться отводить избыточное тепло через стенку корпуса реактора, для этого в NuScale придумали дополнительную систему CHRS. Но этот способ имеет свои недостатки и скорее должен быть дополнительным, а не основным. Эта система эффективна для отвода очень незначительных тепловыделений, и никак не предназначена для отвода пиковых тепловыделений сразу после сброса а/з. И вероятно, должна включаться в работу в какой-то момент, лишь поддерживая работу DHRS. Ниже поговорим об этой схеме.
3.2.2. Работа CHRS
Работает ли CHRS при полном обесточивании? И в какие режимы предполагается ее использование? В какой момент она подключается к работе? Оставим, на время, эти вопросы в стороне. Рассмотрим то, как работает система CHRS абстрактно, в отрыве от обоснования аварийного режима. В начале заметим, что NuScale уже изменило первоначальный дизайн этой системы, и подключения выполнены не к парогенератору, как это указано в патенте #8,170,173, а непосредственно к корпусу реактора. Это косвенно указывает на то, что расчеты не дали желаемого результата, а первично предложенная система не подтвердила свою эффективность уже на начальном этапе проектирования.
С этого места начинается самое интересное, что требует расчетов и широких дискуссий научно-технической общественности. В итоге, после определенных манипуляций контур циркуляции CHRS размыкается и по задумке проектанта должна брать воду из зазора, между контейнментом и корпусом реактора, через 2 патрубка с двумя клапанами на каждом, обеспечивать подачу ее в опускной участок реактора, далее, происходит подогрев и кипение ТН в АЗ, пар поднимается вверх, выдавливается в контейнмент через вентиляционные клапана (2 независимые линии), создает избыточное давление в верхней части контейнмента, конденсируется на его стенках. Как мы помним, контейнмент помещен в бассейн и охлаждается через стенки. Конденсат, стекает вниз по внутренним стенкам и попадает снова в объем из которого через патрубки подается в корпус реактора. Вполне возможно, что система будет обеспечивать надежную работу, особенно в режимах отвода тепловыделений после снятия пиковых тепловыделений в первые моменты после срабатывания а/з. То есть, и судя по всему, CHRS выполняет вторичные функции и не рассматривается, в качестве приоритетного канала отвода тепла от АЗ в аварийных режимах.
3.2.3. Работа первого контура
Приступим к самому важному. К рассмотрению работы 1К в различных, уже упомянутых выше режимах. Если при аварийной ситуации 1К окажется разомкнут, как это предполагают специалисты NuScale, уже к 150… 200-й секунде после сброса а/з (см. графики отчетов), то ни о какой надежной циркуляции по контуру внутри реактора речи не идет. Несмотря на то, что пик остаточных тепловыделений снимается довольно быстро, что необходимо подтвердить расчетами, далее предстоит довольно рутинный, затяжной по времени, отвод остаточных тепловыделений. Система, или комбинация нескольких систем, по требованиям безопасности должны отработать минимум 3 суток (72 часа – время разотравления, критичная величина влияющая на запас реактивности к моменту пуска, в конце кампании). В запасе DHRS, по задумке проектантов, имеется около 15,000 м3 воды. Огромный объем, в закрытом пространстве, с обеспечением качества воды, циркуляцией, сменяемостью и вероятно с собственной системой очистки. Ведь это единственный источник запаса воды высокой чистоты на установке. Для примера, на корабельных установках такой запас составляет примерно в 1,000 раз меньше, а на наземных установках малой мощности примерно в 100.
Насколько эффективен теплообмен в АЗ в этот период? Установится ли за это время ЕЦ по контуру DHRS если нет циркуляции по первому контуру? Это вопросы требующие ответа не только по результатам расчетов, но и по результатам размышлений и первичной экспертной оценки. В любом случае, если осуществляется проливка ПГ, а пар, затем пароводяная смесь, а затем и отепленная вода циркулируют по контуру, как минимум требуется не только канал теплоотвода, но и источник тепла, коим в данном случае является пар из АЗ. И как интенсивно будет передаваться тепло от образующегося пара в ПГ, если контур циркуляции в реакторе разомкнут?
Для резонного и надежного управления процессом расхолаживания планируется, что системы будут задействованы до тех пор, пока не установится режим стабильного теплоотвода/теплообмена. Пока ответить на все поставленные вопросы трудно, достаточно ли этого. Некоторые выводы указывают, что не достаточно. Нет более детального описания схем, нет расчетов, а представленные презентационные материалы годятся скорее для показа широкой общественности, нежели для технических дискуссий.
Если же нет циркуляции по контуру, а судя по графикам из доклада NuScale по системам безопасности, контур гарантированно размыкается через 150… 200 сек после сброса АЗ. А значит:
- Вариант первый, без подачи воды в реактор, не обойтись. Для этого, надо сбросить давление в реакторе, открыть клапана вентиляции в верхней части корпуса. Что мгновенно повлечет за собой объемное вскипание нагретой воды. Есть риск полностью потерять контроль над теплообменом в АЗ
- Вариант второй, предусмотреть циркуляцию на пониженном уровне ТН-1 в корпусе, что не реализовано в конструкции, а при реализации потребует серьезных доработок. И вряд-ли возможно с представленной конструкцией ПГ
- Вариант третий, … (не представлен)
Но это пока предположения. 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, в основном, за счет кипения теплоносителя в АЗ. Кипение весьма эффективный теплоотвод, бесспорно. Но если это течь, зачем открывать контур? Действительно, существует несколько мнений по процедуре локализации такой аварии. Никакими расчетами на этой стадии тут пока не поможешь.
Но все же, как в этом случае работает система отвода тепла из контейнмента? Совсем не лучший выход, это 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 и прочих авариях, как система “последнего шанса”. А что делать со всеми остальными реакторами в составе АЭС? А как отводить тепло от самого бассейна в такой ситуации? В любом случае, это более чем сомнительное техническое решение, подверженное серьезной критике как со стороны конструктивной, так со стороны эксплуатационной.
Выводы:
А теперь надо вернуться к началу обзора и посмотреть на декларируемые (например на сайте NuScale) преимущества подобного проекта. Действительно ли они существуют эти преимущества? Удастся ли их добиться в существующих условиях?
- Повышенная безопасность
- Простота конструкции
- Малые габариты
- Экономичность.
Это вряд-ли…
Появление Атомных пропульсивных комплексов на борту кораблей, рывок сравнимый для человечества по значимости с появлением реактивной авиации или полетами человека в космос. Малые атомные реакторы успешно эксплуатируются в Военно-Морских Флотах (ВМФ) различных стран более 60 лет и показали себя надежным и технологичным оборудованием. В силу разных причин, именно сегодня наступает момент, когда огромный опыт использования атомных реакторов в военной области может принести пользу и в области гражданской. Здесь приведен “пирог” с примерными (+10) данными по общему числу реакторов. Очень интересно:
Последние 10…12 лет, в разных странах, различными группами проектантов проводится работа по развитию нескольких десятков проектов малых реакторов. Но бесспорно, что наибольшего успеха в этом добились США и Россия. Но разработчики этих стран идут различными путями. В США создают новые проекты используют исключительно разработки базирующиеся на гражданских конструкциях, Российские же проектанты, наоборот, активно используют опыт разработок для ВМФ прошлых лет. В силу множества объективных причин, предложения Российских разработчиков являются более адаптированными к технологиям сегодняшнего дня и подтвержденными тестами, проверками и эксплуатацией реакторов прототипов, атомных подводных лодок (ПЛА) и атомных ледоколов (ЛА). Основная причина такого прогресса, частичное рассекречивание реакторов для гражданских судов и доступ к информации об эксплуатации военных объектов и разработка гражданских реакторов проектантами военной техники.
Сегодня, на рынке SMR сложилась уникальная ситуация, когда гражданские Российские разработки, в этой области, опережают разработки Американские примерно на 15-20 лет (смотри пост 47 ниже). При этом, рынок малых реакторов хотя и активен, но еще не сформировался и перспектива борьбы за место на нем вполне реальна. Пока, на рынке не присутствуют игроки имеющие сколько-нибудь реально сильные позиции, в основном, это прошлые “заслуги и достижения” и лишь формируются правила игры, но ситуация может поменяться очень быстро. В этот момент, используя возможности крупных Американских компаний (Westinghouse, B&W, Holtec, NuScale и др.), которые лоббируют и формируют политическую ситуацию под свои проекты, на рынке США может появиться радикально новый и перспективный проект ориентированный на использование локальных промышленных ресурсов и международные знания и опыт имеющиеся в инженерной и научной среде.
Россия борьбу за коммерческий рынок (если таким его можно назвать) уже проигрывает, несмотря на то, что является лидером в подобной технике (ОКБМ признается Американскими специалистами уникальным КБ и бесспорным авторитетом в проектировании малых ЯР и систем судовых установок) и несмотря на “умелое руководство” РосАтома все-таки строит первую ПАЭС. Через пень-колоду и при очень “эффективном менеджменте”…
- 3-rd Annual Small Modular Reactor Conference (NUCLEAR ENERGY INSIDER). April 16-17 2013, Marriott Downtown Hotel, Columbia SC USA
- 4-th Annual Small Modular Reactors (PLATT) “Managing the Technical, Cost, and Regulatory Challenges to Develop a New Nuclear Industry”. May 29–30 2013, Mandarin Oriental Hotel, Washington, DC USA
- From Concept to Reality: Small Modular Reactors “Realizing the Potential of SMR in the U.S. for the Future of Nuclear Power. October 30 – November 1 2013, Hilton, Idaho Falls, ID USA
- IAEA Technical meeting. Instrumentation and Control in Advanced Small and Medium sized Reactors (SMRs). May 13-16 2013. Vienna, Austria
- IAEA Technical Meeting. SMR sized Reactors Technology Development for near term deployment. Sept. 2-4 2013. Chengdu, China
ОБЗОР И АНАЛИЗ НЕКОТОРЫХ ТЕХНИЧЕСКИХ РЕШЕНИЙ ПРИМЕНЕННЫХ ПРИ РАЗРАБОТКЕ АМЕРИКАНСКИХ LW SMR
Часть 1. О конструкции и системах безопасности малых реакторов
ВВЕДЕНИЕ:
Начнем с того, что основными декларируемыми преимуществами Американских малых и средних реакторов рассматриваемого типа LW SMR (разговор ниже пойдет исключительно об этом типе реакторных установок (РУ)) являются предположения разработчиков, о том, что удешевление проектов и их экономическая конкурентоспособность с прочими источниками электроэнергии будет достигнута за счет:
- возможности использовать стандартные компоненты для активной зоны (АЗ) (кассеты стандартного типоразмера для серийного BWR (решетка из 17 x 17 стандартных ТВЭЛов, в зоне из 32 ТВС, при Hcore около 1.8 m). Надо ли обсуждать, что такой вариант компоновки не подходит для малых установок?
- сравнительно небольших массо-габаритных показателей корпуса (прежде всего диаметр), позволяющих полностью изготовить его в заводских условиях, с соответствующим контролем качества и без затруднений транспортировать корпус РУ до места его монтажа, что вполне успешно делается и сейчас, в том числе и для «больших» реакторов
- высокого уровня пассивной безопасности при использовании 100% ЕЦ, при нормальной эксплуатации и/или в переходных режимах, при плановом вводе/выводе, длительном расхолаживании, и особенно в аварийных ситуациях, при экстренном выводе РУ. Прогрессивные и надежные системы обеспечения безопасности
- отсутствия или резкого снижения возможностей для возникновения LOCA, это не касается одного из проектов (HolTec) имеющего ПГ вынесенные из корпуса, где минимизация возникновения LOCA не может быть строго аргументирована
- высокого уровня внешней безопасности и сейсмо-устойчивости. Этот постулат не совсем понятен в применении исключительно лишь к SMR. Разве подобный вариант не рассматривается и для «больших» установок? Да и преимущество это скорее относится к дизайну здания и помещений для размещения РУ и оборудования, а не к дизайну собственно реактора. Компонент «сейсмо-устойчивость», подлежит техническому анализу при рассмотрении всей конструкции и для любой АЭС.
Прочие, незначительные преимущества или недостатки вариантов дизайна здесь и сейчас не обсуждаются, так как не критичны для представленного уровня рассмотрения и не оказывают существенного влияния на концепцию создания SMR.
Конечно, кроме доступных для анализа презентаций разработчиков интересно было бы сделать аудит реальных инженерных и экономических расчетов и сравнений и обсудить данные с разработчиками. Увы, такой контакт не представляется возможным. Однако, имеющихся в доступных источниках данных вполне достаточно, чтоб проанализировать декларируемые преимущества проектов детально. То есть, можно говорить о серьезных аргументах за и против в концептуальных проектных решениях, а можно найти множество мелких недочетов, сводящих на нет любую, самую хорошую идею. Как говорится: «Дьявол кроется в мелочах».
Просмотрев на все 4 основных типа дизайна LW SMR развиваемые разными Американскими фирмами (NuScale, Westinghouse, B&W ALWR и HolTec HI-SMUR), напрашивается предварительный вывод о примерной равенстве цены постройки одного такого реакторного блока с SMR. На это наталкивают следующие данные:
- похожие массо-габаритные размеры блока и корпусных конструкций реакторной установки (с кое-какими исключениями)
- похожие/соизмеримые размеры АЗ и конструктивный состав, число ТВС, ТВЭЛов, тип топлива и обогащение
- практически идентичные теплотехнические параметры контуров (I и II), а значит соизмеримые размеры турбин и соответственно размеры и дизайн турбинной части установок.
Из линейки предлагаемых несколько выпадает проект NuScale, но исключительно по генерируемой мощности. Все остальные его параметры и преимущества оцениваются и обосновываются проектантом по аргументации представленной выше.
Сегодня невозможно корректно оценить затраты на эксплуатацию малых и средних реакторов, какие бы аргументы «за» и данные расчетов не приводились. Более того, зачастую, первичный анализ некоторых технических решений явно указывают на то, что их кажущаяся, на первый взгляд их выйгрышность и целесообразность, повлечет за собой существенные расходы на обслуживание и эксплуатацию установки в дальнейшем.
1. ЗАМЕЧАНИЯ О КОНСТРУКЦИИ АКТИВНЫХ ЗОН LW SMR
Собственно, по размерам АЗ реакторов типа LW SMR совсем уж малой не является и похожие по размерам АЗ, примерно 1.4…1.50 м в диаметре и при соответствующей высоте (в упомянутых проектах до 1.8 м) могут быть довольно энергонапряженными. Современные корабельные АЗ для ВВР нового поколения, к примеру имеют размеры: Dcore ~ 1.4 m и Нcore ~ 1.0 m. То есть, за исключением того, что высота рассматриваемых в проектах АЗ для SMR превышает указанную выше практически в 2 раза. По прочтении части презентаций всех разработчиков сразу возникает ряд вопросов. Поэтому, несколько замечаний относительно АЗ, следует сделать дополнительно и с самого начала:
- проблемы неравномерностей нейтронного поля в АЗ такого размера и состава, на практике могут решаться несколькими основными способами:
a) постоянным регулированием нейтронного поля за счет применения СУЗ (активной работы), но тогда их будет довольно много, а размещение приводов на крышке реактора, при сравнительно небольшом диаметре корпуса, очень затруднено конструктивно. Это решаемая задача и оптимизировать количество ИМ СУЗ хоть и затруднительно, но возможно и затратно, поэтому, сразу снижаются продекларированные экономические преимущества
b) «глубоким физическим профилированием» АЗ. Экзотика с использованием редких материалов типа Эрбия (Er) или Гадолиния (Gd) может быть весьма дорогой, тогда как борированная (изотопом B10) сталь дешева и может быть вполне приемлемым и не дорогим решением, но даже на первый взгляд, явно недостаточным для АЗ таких размеров. Это значит, что все-таки, потребуется профилирование более экзотическими и дорогими материалами. Но на этот вопрос можно ответить точно только после ознакомления с детальными расчетами и выполнении сравнительного анализа всех вариантов составов АЗ для SMR. Некоторые вопросы вызывают сложности, в основном из-за незнания Американских регулирующих документов. На такие вопросы можно будет ответить в перспективе, например:
- Могут ли перемещаемые поглотители СУЗ выполнять совмещенные функции системы а/з и регулирования? Возможно ли это по требованиям NRC USA? Это требует дополнительного уточнения по документам NRC и возможность снижения количества ИМ СУЗ по этому показателю, в настоящем анализе не рассматривается
Другая группа вопросов относится к дизайну АЗ и РУ:
- Можно ли задачу физического профилирования АЗ решить конструктивным возвращением к конструкции т.н. «компенсирующей решетки»? Сделать ее не просто перемещаемой по высоте, а действительно компенсирующей выгорание в разных зонах, в разные моменты кампании? Вероятно, что да, но тогда возникает проблема обеспечения достаточного уровня ЕЦ, так как проходное сечение АЗ изменится существенно
- Как обеспечить кампанию (по загрузке) для АЗ, при условии строгих ограничений на обогащение для гражданских объектов? Если для реактора типа NuScale это меньшая проблема из-за пониженной мощности, то для реакторов превышающих мощность реактора типа NuScale в 3…5 раз, при равных размерах АЗ, это уже куда как более серьезная задача. Частые же остановки для перегрузок серьезно снижают экономические показатели эксплуатации
- Можно улучшить габариты и конструкцию АЗ, но в рассматриваемом случае, этот фактор критичен и жестко поддерживается проектантом, так как определенные/заданные размеры АЗ, которых требуется жестко придерживаться и их уменьшение потребует серьезной работы по созданию новой конструкции АЗ, что с т.з. ссылки на экономический параметр дешевой АЗ для проекта сразу теряет смысл
- Кроме того, сомнительно решение, использовать традиционную для больших реакторов компоновку ТВЭЛ и ТВС еще и с точки зрения обеспечения теплотехнической надежности, поскольку таблеточное топливо в ТВЭЛах не имеет гарантированного контакта с оболочкой и возникает серьезная проблема с теплообменом, особенно в режимах ЕЦ на частичных уровнях мощности
- Компоновка АЗ в разряженной квадратной решетке серьезно мешает обеспечению критичности в любой момент компании, а применение топлива и ТВЭЛов (конструкции которых более 35-40 лет) обычных для гражданских реакторов ставит под серьезное сомнение возможность упрощения алгоритмирования и опять же увеличивает проблемы при эксплуатации необходимостью усложнения систем управления.
Данных о расчетах экономических показателей, на этой фазе развития проектов мы практически не имеем, а слова и красивые презентации, некоторых разработчиков, предлагающие принять на веру их выводы, без предоставления серьезных доводов и аргументов подкрепленных расчетами выглядят более чем сомнительно[i].
Исходя из первых, изложенных выше критических предположений, несмотря на имеющиеся ограничения изначально заложенные в конструкции АЗ, кажется, что разработчикам необходимо продолжить исследования в области оптимизации параметров реактора и АЗ и принять радикальное решение об изменении конструкции. Рассматриваются ли реализаторами проекта пути такого «отступления»? К примеру, хотя бы на один шаг, перейти на использование стандартных типоразмеров ТВЭЛов, но с изменением дизайна ТВС? Это также неизвестно. Подобные предложения появлялись еще 10 лет назад, но реализаторы некоторых проектов, по необъясняемым ими причинам, упорно стоят на своем, хотя уже понятно, что ранее декларируемые “преимущества” стандартной компоновки “испарились” и совсем не так привлекательны как пояснялось в начале разработок. Скорее наоборот.
Таким образом, уже на первом этапе анализа, вместо вполне обоснованного использования АЗ – «таблетки», для проектируемых в США SMR, предлагается дизайн АЗ в виде вытянутого в высоту цилиндра. Далее понадобится рассмотреть расчеты искажения нейтронного потока, еще и по высоте. Их тоже придется компенсировать и серьезно. Иначе, верх АЗ практически не будет работать и выгорание в верхней части АЗ будет незначительным. Причин этому несколько:
- Первая, нахождение в верхней части АЗ кластеров (подвесок стержней) СУЗ заглушающих реакцию «локально».
- Вторая, низ зоны, при выгорании будет существенно раньше накапливать продукты деления и надо помнить, что при таких размерах (малых) АЗ и гражданском назначении реактора, процент негерметичных ТВЭЛ(ов) должен быть снижен радикально.
Снова появляются дополнительные вопросы к разработчикам такой конструкции АЗ и этих вопросов достаточно много, например:
- Учитывались ли приведенные выше соображения при экономических расчетах и обоснованиях использования стандартных ТВС?
- Предлагалось ли иное инженерное решение для профилирования «физического веса» поглощающих стержней и изменения их геометрии?
- Учитывалось ли, что в АЗ к концу компании будет оставаться довольно много не использованного топлива, поскольку выгорание будет очень неравномерным и при этом, нижняя часть АЗ будет работать на пределе по накоплению продуктов распада?
- Предлагались ли иные технические решения удешевляющие использование топлива, включая повторную загрузку и частоту перезагрузки? Например «составная АЗ», из сборок разделение которых по высоте возможно и позволило бы тусовать и использовать уже отработавшие часть времени ТВС в последующих загрузках
- Как было учтено влияние термо-гидравлики и расчета ЕЦ на нейтронно-физические характеристики АЗ проектантами? Создавались ли и использовались ли особые модели для расчетов?
На все эти вопросы ответ можно получить либо в открытой очной беседе/дискуссии, либо через специальные запросы, и то, если разработчики согласятся ответить, а не будут ссылаться на неубедительную «коммерческую тайну».
Почти все указанные выше Американские проекты, это проекты с ЕЦ. при этом, АЗ современных реакторов с ЕЦ, как правило с подкипанием (малокипящие), до 8…10% от объемного расхода для обеспечения лучшей ЕЦ, и следовательно, в АЗ и выше нее допускается некоторое наличие пара. Понятно, и очевидно, что пар этот локализован вверху АЗ. А если мы предполагаем наличие пара в АЗ и в корпусе ЯР, то сразу встает вопрос об алгоритме управления и регулировании параметров первого контура (температура на выходе из АЗ на линии насыщения при давлении в корпусе). Требуется внимательно рассмотреть и проанализировать PLT диаграмму такой установки и обоснованность применения конкретного закона регулирования:
- При постоянной средней температуре в АЗ
- При поддержании постоянной температуры на выходе?
- По температуре на выходе изменяющейся по определенному закону?
На первый взгляд, конструкция АЗ и PLT, это не связанные между собой аспекты дизайна, но только на первый взгляд. На самом деле связь между конструкцией, составом АЗ, алгоритмированием и эксплуатацией самая прямая. К примеру, Твых существенно влияет на параметры пара и работу турбины, и косвенно на стоимость эксплуатации, через поддержание влажности пара и соответственно через эрозию лопаток последней ступени турбины и соответственно ремонты и обслуживание. На первый взгляд, это несущественный на этой стадии вопрос, очень серьезен, так как от его формализации зависит создание алгоритмов управления установкой и в том числе стоимость эксплуатации, ремонтов, обслуживания.
Вполне вероятно, что в этой части рассуждений основной вопрос даже не параметры первого или второго контуров, а скорее конструкция и оптимизация количества агрегатов и узлов систем установки и последующий переход к анализу и оптимизации параметров, а также, вопрос алгоритмирования и организации эксплуатации. Тем не менее, вопросы к представляемым конструкциям LW SMR существуют и судя по представленным разработчиками данным, вряд ли они решены полностью. А значит, вряд ли они были учтены и в предлагаемых экономических обоснованиях цены одного kWe получаемого от подобной установки. На это указывает очень приближенное значение продекларированной стоимости.
2. ПЕРВЫЙ КОНТУР И КОРПУС РЕАКТОРА
Поскольку, в настоящий момент, наибольшее количество данных (презентаций) доступно именно по реактору NuScale, то с него целесообразно и начать рассмотрение этого дизайна. Дело в том, что на примере NuScale очень хорошо видны все недостатки конструкции и просчеты проектантов, частично характерные и для других проектов. Начнем с конструктивных элементов первого и второго контуров установки.
Вполне понятно, что температура перегретого пара и его параметры (давление, влажность) перед турбиной, жестко определены параметрами теплоносителя на выходе из АЗ (температура на выходе и как следствие, давление 1К). Эти параметры, как правило довольно стандартны, определяются исключительно потребностями паровой турбины и обычно жестко задаются при проектировании. Здесь появляется некоторое количество дополнительных вопросов и комментариев именно к дизайну этого, конкретного проекта:
- Трубная система ПГ, навитая, вокруг подъемной (тяговой) шахты вполне технологична, экономична, но тогда, конструкционный вопрос, как через навивку проходят тяги периферийных ИМ СУЗ? Или же периферийные сборки АЗ все-таки не регулируются и все СУЗ локализованы лишь в центральной части АЗ? Тогда как быть с количеством ИМ СУЗ их размещением на крышке (см. выше в тексте)?
- Еще один конструкционный вопрос, который тянет за собой целую цепочку проблем. Для перегрузки АЗ исполнен разъем поперек корпуса реактора чуть выше верхнего уровня АЗ. Как осуществляется уплотнение? Точнее, как осуществляется разъем и обратная сборка под уровнем воды в большом бассейне, по сути напротив АЗ и под биозащитой? Какими-то особыми устройствами? При том, что все эти конструкции будут иметь существенную наведенную активность (и загрязнение), то хранить их придется в отдельном бассейне и потребуется специальное условие/процедура для переноса этих конструкций в такой бассейн, или особые условия для дезактивации. А если предположить, что часть ТВЭЛов может быть повреждена при эксплуатации и эта часть может серьезно загрязнить общий бассейн? Понятно, что такое решение не удешевит операционные расходы и не улучшит экономические показатели установки/станции
- А как удалить из АЗ поглотители при перегрузке блоком, если нижняя часть реактора не сдренирована, удалена целиком, а стержни ИМ СУЗ должны вернуться на место, в новую АЗ? Понято, что это будет отдельная операция, но как такие манипуляции отразятся на экономических показателях? Потребуется второй комплект поглотителей?
- Каково обоснование надежности ПГ при заявленной длине трубок? Какое количество сварных швов и соединений ПГ при заявленной длине единичной трубки в десятки метров? Как рассчитывается его/их надежность всей конструкции ПГ? Предусмотрена ли полная замена ПГ или лишь глушение части трубок? Каким образом осуществляется такая замена? Кто это будет делать и какой уровень радиации в этом месте (в общем бассейне)?
- На первый взгляд, даже если у NuScale если выходит из строя один ПГ (половина), должна меняется вся система. Как и в каком конкретном месте могут быть исполнены такие операции по замене ПГ? Ведь корпус полностью в контейнменте и условия выполнения и трудозатраты такой работы непонятны. А специфика разборки корпуса существенно затруднит такую операцию. По представленным данным получается, что в блоке всего 2 секции ПГ и в случае течи отсекается половина? То есть, на каждое действие с ПГ или на любую операцию обслуживания потребуется разборка контейнмента и выполнение работ в большим количеством демонтажа.
- Есть ли тяговые трубы у топливных сборок АЗ? Или же, рассчитанного движущего напора и гидравлическое профилирование достаточно и без них (см. выше вопрос про нейтронно-физические процессы в АЗ и наличие паровой составляющей)?
- Даже на первый взгляд, основная (главная) тяговая шахта не имеет каких-либо особенностей по конструкции, позволяющих обеспечивать циркуляцию через АЗ в аварийных режимах. Понятно желание проектантов снизить толщину корпуса, чтобы обеспечить надежный теплоотвод через стенку, но сразу снижаются параметры 1К и общий КПД установки не соответствует заявленному. Это легко проверяется расчетами.
Кроме того, если просмотреть презентации прочих перспективных Американских проектов LW SMR, понятно, что обязательно и отдельно надо поговорить и о “присоединениях” к корпусу реактора. Так всегда, разбираясь с одним вопросом, цепляешь какую-то мелочь и сразу вытаскиваешь наружу целый ком несоответствий. Например: почему, интегральный (моноблочный) дизайн в предложенной NuScale конструкции существенно снижает и даже исключает возможность образования течи? Кто это сказал и как он это рассчитал? Где подтверждения расчетов? Можно ли говорить о том, что в реакторе такого типа полностью исключены подключения к системам? Разве на корпусе реактора нет ни одного патрубка? Есть, и довольно много. При этом, в сравнении, количество подключений трубопроводов реактора NuScale на порядок превышает количество подключений к корабельным реакторам и примерно на 2 порядка превышает их по суммарной площади сечений подключаемых трубопроводов.
Посмотрим, какие присоединения должны быть у реально существующего или же у перспективного реактора LW SMR, и какие должны быть диаметры трубопроводов подключений (по данным разработчиков):
- Реактор необходимо заполнять и пополнять теплоносителем. А значит, надо подать в корпус воду, и по возможности в достаточном объеме и быстро. Быстро, потому, что этот же патрубок используется для подпитки и аварийной подачи воды при образовании течи (снова вопрос к эксплуатации реактора в аварийных режимах). Такие трубопроводы, как правило подают воду в пространство над АЗ. Поскольку подача холодной воды под АЗ, может существенно поменять реактивность. Часто это патрубок «труба в трубе» системе очистки, размер Ду = 3… 4”.
- Реактор необходимо периодически дренировать. Дренирование обычно осуществляется с дна, из нижней точки. Диаметр такой дренажной трубы, как правило, не очень большой, Ду = 1″. Но, тем не менее, такое подключение на корпусе всегда имеется.
- Система очистки и (иногда) система длительного расхолаживания. Вода из реактора охлаждается на теплообменнике-рекуператоре и пройдя ФИО возвращается в контур. Иногда это эпизодическая операция и зависит она от состояния АЗ. Но всегда имеет место при эксплуатации. Без использования теплообменника-рекуператора, эта система может исполнять функцию системы длительного расхолаживания. Как правило, система подключена к тому же патрубку, что и система подпитки (см. выше)
- Система подачи газа высокого или среднего давления. Аналогичный трубопровод используется для воздухоудаления, при первичном заполнении и расположен в максимально возможной верхней точке крышки/корпуса. Диаметр подключения этого трубопровода не очень большой, с Ду = примерно 1″
- Обычно 2, как в проекте NuScale, или 4 на корабельных установках, трубопровода подачи питательной воды в ПГ. Количество зависит от количества секций парогенератора. Диаметры этих трубопроводов примерно Ду = 6…8″. И соответственно 2 (или 4) паропровода отвода перегретого пара. Эти диаметры довольно значительны и составляют примерно Ду = 10″. При том, что надежность ПГ не высока, фактор допускающий такую течь весьма важен.
Примерно таковы и стандартные подключения к корпусу любого корабельного реактора. Выше не упомянуты подключения уровнемеров, термопар, прочих датчиков, расположение их на крышке реактора. Давление в контуре обычно измеряется датчиками установленными на трубопроводах подключенных систем, до запорной (отсечной) арматуры. Остальные датчики обычно имеют собственные места подключений на специальных патрубках, в верхней части корпуса и проходят сквозь конструкйии ЯР до места выполнения замеров. Эти принципы вполне понятны и применимы для малых установок гражданского назначения.
- Теперь несколько дополнительных слов о чисто Американской «экзотике». Правда в США, эти подключения не считаются экзотическими в силу иного подхода к аварийному расхолаживанию. Это т.н. “вентиляционные/предохранительные клапана”. Их как минимум 2, независимых, и включаются они в работу, если происходит несанкционированное повышение давления в контуре. В основном, после сброса АЗ и при активном кипении ТН-1 в отсутствие отвода тепла от АЗ реактора, или же при нарушениях работы систем управления и контроля. Диаметр таких патрубков на NuScale достаточно велик и составляет Ду = 3″.
В принципе, выше представлен практически полный перечень и для расчетов вероятности появления течей его можно использовать. Если бы не одно дополнительное но о котором поговорим ниже…
Есть особая система, для отвода тепла от реактора, через стенку контейнмента. Подобная система часто применяется на гражданских больших ЯР. Называется эта система, Containment Heat Removal System (CHRS) и ее работа будет рассмотрена ниже, во второй части анализа.
Отсечение CHRS от внутренней полости первого контура осуществляется 2-мя клапанами по каждой линии, которых также 2. Предполагается по 2 рециркуляционных патрубка на сторону, с Ду = 4″ каждый, по воде и пару. То есть, еще 4 патрубка, не считая 2-х аварийных линий с предохранительными клапанами, указанных выше.
Не правда ли достаточно большой список подключений? Можно ли, посмотрев на него полностью исключать возможность течи? Можно ли исключить вероятность образования гильотинного разрыва трубопровода довольно большого диаметра? Не уверен. Но желательно посчитать еще и вероятность течей и отказов срабатывания клапанов CHRS, интенсивность возможных течей, а также, возможность организации циркуляции в разомкнутом контуре CHRS, ну и возможность циркуляции и надежного охлаждения при отказе одной ветви системы. Это отдельная и длительная дискуссия, часть которой мы продолжим позже.
[i] Вступить в открытую дискуссию с разработчиками не представляется возможным по независящим от нас причинам.
… и может начнем говорить о mPower SMR от B&W. Уточнения для скажу, что итоговая статья находится на редактировании и будет опубликована.
Но надо закончить про NuScale. Ниже, то, что вполне очевидно сегодня, о чем я написал персонажам из NuScale, и что не имеет ответов:
- АЗ. В заданных условиях (из стандартных FA) практически невозможно получить малую зону работающую экономично, длительное время, с хорошим выгоранием, нужного размера и геометрии.
- ПГ. Представленный вариант является технологичным, но устаревшим и серьезно ограничивает возможности DHRS. Расчетные параметры и данные указывают на недочеты в дизайне.
- Контейнмент. Хорошая идея, но при условии частых перегрузок и обслуживания серьезно ограничивает доступ к оборудованию. Зазор с корпусом ставит под вопрос размещение дополнительного оборудования и его обслуживание. Практически, объем работ “на корпусе” увеличивается вдвое, так как все то же самое придется делать и на корпусе контейнмента.
- Корпус. Разъем в нижней части ставит вопрос о работе в этой зоне при перегрузках. необходимость дополнительного, специально спроектированного оборудования.
- DHRS. В представленном схемном варианте лишь часть системы, а с учетом п.2 есть проблема в надежной ее работе.
- CHRS. В представленном варианте работающая, но вспомогательная система, которая лишь поддерживает DHRS.
- Бассейн. Единый для всех реакторов означает, что в случае повреждений АЗ одного, работы проводятся в общем бассейне.
- Концепция управления, один оператор на 3-4 реактора не выдерживает никакой критики.
- Отдельный разговор про работу систем и ЕЦ в первом контуре, уровень в реакторе в разные моменты работы, и прочее “мелочи”, например LOCA.
Итог: Даже такой реактор и NPP может быть построен, и даже в представленном виде. Но комбинация всех указанных факторов указывает на серьезные проблемы в разработке и отсутствие реальных решений. Как следствие серьезное удорожание эксплуатации. Правда и конечно, придется вернуться к вопросу еще раз, итоговая статься будет опубликована попозже. Да и в LinkedIN дискуссия только разворачивается. Правда на личном уровне со злопыхательством пузатых начальников.
И в мыслях не было оставить в стороне прочие дизайны. А теперь, чтоб уж успокоить персонажей, кои восприняли ситуацию с критикой как личное оскорбление (наплевать на самом деле на их мнение), в следующем посте переходим к другому реактору, другого разработчика.
Final short notes about NuScale problems without answers:
- Core. In the given conditions (standard FA 17 x 17) is almost impossible to get a good core running efficiently for a long life time, with a good burnout and size (core dimensions). CRD numbers and n-flow unifications/leveling quite problems. Core geometry (H/D) is quite if problem also.
- SG. Presented option is technological, probably reliable, but outdated and severely restricts DHRS capability. Calculated parameters and data indicate weaknesses in the design, specially pipes length (22 m -?).
- Containment. Actually, good idea, but on the condition and maintenance of frequent congestion severely limits access to the reactor equipment. The gap to the reactor vessel question the placement of additional equipment (valves for example) and maintenance. In practice, the amount of work “on the r-vessel” is doubled, because the same thing will have to do on the case and containment. Specially during refueling operations. Shielding? No answer yet.
- R-vessel. Connections at the bottom part puts the question of work in the core area in case of overloading/refueling process. The need for additional, specially designed equipment. And develop special operating aspects for NPP.
- DHRS. In the illustrated embodiment, a schematic of the system, and with the point 2 above there is a problem in the reliability of its operation.
- CHRS. In the embodiment shown to work, but the auxiliary system, which only supports DHRS.
- Pool. Same for all reactors means that in case of damage core one, work is carried out in the general pool.
- The operating concept, “one operator for 3-4 the reactor” does not hold any critics. No comment.
- Complex problems with NC in primary, primary coolant parameters, coolant levels during operating, LOCA and other operating aspects and operating expends.
Bottom line: This reactor and NPP can be built, of cause, even as they are designed. But the combination of all these factors points to serious problems in the development and the lack of real design solutions. All these problem cause economical issued for future operating. Final article will be published.
Просмотрев практически все презентации перспективных проектов реакторов SMR, понял, что надо поговорить еще и о “присоединениях”. Разбираясь с одним вопросом, цепляешь какую-то мелочь и сразу вытаскиваешь наружу целый ком несоответствий. Ну вот например. Почему, интегральный (моноблочный) дизайн существенно снижает возможность образования течи? Кто это сказал и как он это подсчитал? Да и можно ли говорить о том, что в реакторе такого типа полностью исключены подключения к системам? Что, нет ни одного патрубка? Есть, и довольно много.
Посмотрим, что должно быть у реально существующего или перспективного реактора и какие должны быть диаметры трубопроводов подключений.
- Реактор необходимо заполнять. А значит, надо подать в корпус воду, и по возможности в достаточном объеме и быстро. Быстро, потому, что этот же патрубок используется для подпитки и аварийной подачи воды при образовании течи. Такие трубопроводы, как правило подают воду в пространство над АЗ. Поскольку подача холодной воды под АЗ может поменять реактивность.
- Реактор необходимо периодически дренировать. Как минимум при перегрузках. И дренирование обычно осуществляется с дна. Диаметр этой трубы, как правило, не очень большой, около 1″. Но, тем не менее, подключение имеется.
- Система очистки и (иногда) система длительного расхолаживания. Вода из реактора охлаждается на теплообменнике-рекуператоре и пройдя ионо-обменный фильтр 1К (ИОФ-1) возвращается в контур. Операция эпизодическая и зависит от состояния АЗ. Но имеет место. Без использования теплообменника-рекуператора, эта система может исполнять функцию системы длительного расхолаживания. Как правило, система подключена к тому же патрубку, что и система подпитки.
- Система подачи газа высокого или среднего давления. Этот же трубопровод используется при воздухоудалениях, при первичном заполнении и расположен в максимально возможной верхней точке крышки/корпуса. Диаметр не очень большой примерно 1″.
- 4 (или 2) трубопровода подачи питательной воды. Количество зависит от количества секций парогенератора. Диаметры примерно 4…5″. И соответственно 4 (или 2) паропровода отвода перегретого пара. Эти диаметры довольно значительны и составляют примерно 8…10″.
(For additional information: www.NuScalePower.com and presentations)
