В работе разбор вот этого стейтмента (картинка временно отсутствует) о барьерах безопасности. Хотя, честно говоря, особо разбирать его особого смысла нет. Кто же спорит, что выкопать яму, упрочнить ее стены железобетоном, заполнить водой (15 млн. литров, на минуточку 15,000 м.куб), серьезное и уж очень иновационное изобретение. Похоже и здесь, главное, сколько за него заплатили, а не что нового изобрели.

Традиционно, три барьера безопасности представляются как:

  • топливная композиция и оболочка ТВЭЛа
  • корпус реактора
  • контейнмент.
Тем страннее технические решение о сбросе давления первого контура при аварии. А если произошло разрушение АЗ? Недавние события ничему не научили?
Далее, предложено считать дополнительными барьерами:
  • уже упомянутую и усиленную ж/б “яму”, наполненную водой
  • крышку над ямой
  • здание “реакторного цеха”.

Персонажи из NuScale возмутились использованными материалами и временно, по их просьбе были удалены все картинки. Придется постепенно поставить обновленные, уже собственного производства…

 

 

(For additional information: www.NuScalePower.com and presentations) 

 

If we consider the reasons/causes for which the reactor must be urgently taken out of operating (by scram cause), most of all, they should be divided into several different groups:

  1. Accidents and failures associated with the reactor’s core work/operating (rho, tau, neutronics power)
  2. Accidents and failures associated with the primary circuit operating (coolant outcoming high temperature and/or increasing primary pressure in the reactor)
  3. Accidents and failures associated with the reactor (coolant) leaks of different intensity (coolant level and internal reactor pressure decreasing)
  4. Accidents related to the turbine part (plant) faults (different reasons, technical or operatings), steam and feed-water (FW) (FW pressure and secondary steam pressure and temperature)
  5. Accidents related to equipment operating (electric power supply loss and/or failures of important machines, agregates, etc)
  6. Accidents related to crew operating errors and mistakes.

In amount, all we can consider about 12-15 signals, some of which somehow overlap. For each signal (or group), during scram and cooling process variously operated equipment, which can be used to transient mode power plant unit it to the emergency cooling regime. So, different ways and cooling, emergencies and long-term heat removal process. Let’s do some simple and pretty understandable overview:

  • The first two groups have in common is that the power plant (reactor) has no the failure of major equipment and systems, and hence shutdown and heat dissipation can be made rapidly, but in a regular (standard systems and heat removing channels).
  • The third group, which includes leaks reasons (small, medium, large, pipes break and/or LOCA), by a strange coincidence, and estimated the designers and inventors are partially not considered (?) for LW-SMR. Specially LOCA.
  • The fourth group of the accidents related to faults pumps (FW or Condensate pumps), main condenser (MC), main turbine, pipes breaking off, valves, problems with feed water supply and steam distribution.
  • The fifth group related to the blackout not only failure of major equipment (see fourth group), but also to the complete loss of control over the power plant operating and is more worst fourth variant.
  • And the sixth group, which we are not discussing here.

So, before we found out that for the safe shutdown procedures (algorithms) of the power plant (reactor) need several heat removal ways (channels). While we do not consider the circulation of primary coolant yet, which is a separate and very interesting point of discussion.

The first channel (normal heat removal process) is the way to drop the steam, steam-water mixture or water (in various regimes) from the steam-generator (SG) through the steam pipes, to the MC. In this case, starting-up feed-water pumps and condensate pumps are working normally, also. And, feed-water going through SG, after going into the MC with pre-wet steam with cold water. Then transient to steam-water mixture regime, and in the end only heating water regime. Electric power connected normally and available, all the power plant supporting systems working normally, also. Residual heat peak removal process is not difficult after this types of scrams. The reactor will be transferred to the normal cooling mode without any problem.

The second channel, if steam lines/pipes has being damaged, SG or condensate – feed-water system, and the MC and/or main cooling system. In this case we need a special backup heat removal channel. In the design variant types like NuScale DHRS (or CAREM (?) for example, etc) it is dropping steam and/or steam-water mixture from the SG to the separate and special heat exchanger (HE) submerged in the huge pool behind the containment and in the organize of a natural circulation (NC) pattern SG-HE. Except for the calculations, in theory there is probably no problem. But once there is a number of questions: What about the level of the primary circuit (again?). And containment when working constantly immersed in the pool? The second question is not so important, probably safety automatically increase if we will put reactor in the pool (sarcastic). But the first question still to be really important. Without a detailed explanation, this is still to be design problem. And US Patient 80,170,173 not actually exist in project any more? O-ops…

 

Surprise, surprise… we will talk about third way below. Lot of interesting stuff we can find about design’s conception here. The third channel of heat removal be connected up during the most heavy accidents. Organization of cooling water from the water-filled reactor’s containment, to the reactor lower plenum. Is this possible in/with open circulation loop, when the coolant evaporating through pipes with valves on top of the reactor vessel? Evaporated coolant is condensing on the cooled containment walls (which submerged into the pool), the water pour down to the containment bottom. Where, through the open “circulation” pipes with valves (same like on top) falls into dropping the reactor again to the core from bottom, going through the core, heating, partially vaporized and then through the top part of the reactor going out into containment again. Looks good. In theory yet.

 

Quite a strange scheme CHRS and in terms of engineering reliability and in terms of the heat sink from the core. In terms of equipment fault (turns out) that in addition to the pressure relief/vent steam valve (or two), there are several individually controlled valves (probably, at least 8) on large enough diameters pipes, connecting the internal volume of the reactor with containment cavity (O-ops!!!). Probably 4 on top and 4 below in lower plenum area, just right after the SG (see p. 40 also ).

This design solution is so uncertain and does not hold water, in terms of reliability, and that discussing it “into the air” with no opponents responds not possible. There’s even no LOCA not talk about the absence of which so confidently say the designers of the reactor and this kind of system (sorry, but NuScale again). Interesting to see calculations algorithm. But with opponents, it would be fun to argue. Indeed, there is no connections and target definitions, and several pipes is out, valves faults, well, come off … It happens to everyone.

Again, there is an interesting question for our heat removal from the core and the organization of the primary circulation loop. The truth, in this case, the primary coolant level in the reactor “lost”, and we can not to say exactly, what is going on with the reactor core. What are the risks, designers must also consider.

And, for this kind of design and this kind of technical solutions people can get Government grants? But we are still talk about economy of the SMR here…

 

(For additional information: www.NuScalePower.com and presentations) 

Итак, ранее мы выяснили (см. 39.1.), что для безопасного вывода установки/реактора определенного типа, необходимо несколько путей/каналов отвода тепла. Пока нами не рассматривается циркуляция теплоносителя первого контура, а это отдельный и интересный разговор.

Первый канал, это сброс пара, пароводяной смеси или воды (в разных режимах) из парогенератора через паропроводы, на главный конденсатор. В этом случае, обычно включаются в работу пусковые питательные насосы и работают конденсатные насосы, а сброс отепленной среды осуществляется на главный конденсатор с предварительным увлажнением пара холодной водой. Затем переходит в режим сброса паро-водяной смеси и в окончании, отепленной воды. Элетропитание присутствует, остальные системы работают штатно. Отвод пика остаточных тепловыделений не затруднен. Реактор переводится в режим обычного расхолаживания.

Второй канал, включается если повреждена паровая или конденсатно-питательная система, а также главный конденсатор и/или его охлаждение. В этом случае уже необходим резервный канал теплоотвода. В варианте типа NuScale (CAREM – ?) это сброс пара и/или паро-водяной смеси из парогенератора на специальные теплообменники погруженные в бассейн и организация естественной циркуляции в схеме ПГ-ТО. За исключением расчетов, теоретически тут проблем нет. Но сразу возникает несколько вопросов: А как же быть с уровнем первого контура? И контейнмент при работе постоянно погружен в бассейн? Второй вопрос не так важен. А вот первый важен. Без детального объяснения, это пока проблемка.

Третий канал. Организация циркуляции из заполненного водой контейнмента, в который погружен реактор, в опускную часть реактора. Возможно это при разомкнутом контуре, когда выпаривается теплоноситель первого контура и конденсируясь на охлаждаемых стенках контейнмента, он попадает его нижнюю часть. Откуда попадает в опуск реактора и снова в АЗ. Довольно странная схема и с точки зрения надежности и с точки зрения теплоотвода. Получается, что кроме предохранительного клапана (двух), есть еще несколько индивидуально управляемых клапанов (минимум 4…8, скорее  всего 8), достаточно большого Ду, соединяющих внутренний объем реактора с полостью контейнмента. Похоже, что 4 вверху реактора и 4 в средней части опускного участка, чуть ниже ПГ. Тут никакого LOCA не надо при отказах и несанкционированном открытии любого из этих клапанов, или же при несрабатывании в аварийной ситуации. Этот вариант настолько не выдерживает критики, с точки зрения инженерной или теплотехнический надежности, и что обсуждать его “в воздух”, без оппонентов, бессмысленно. А вот с оппонентами, было бы занятно подискутировать. И снова здесь же появляется интересный вопрос по отводу тепла от АЗ и циркуляции по первому контуру. Правда в этом случае, уровень явно будет “потерян”. Чем это чревато, конструкторам надо еще подумать.

 

(For additional information: www.NuScalePower.com and presentations) 

Если рассмотреть причины, по которым реактор необходимо срочно вывести из эксплуатации, то скорее всего, их надо разделить на несколько групп (не детально, очень обобщенно):

  1. Аварии и отказы связанные с работой АЗ (ро, тау, нейтронная мощность, “кнопка”)
  2. Аварии и отказы связанные с работой контура циркуляции (повышение температуры и давления в реакторе)
  3. Аварии связанные с реактором, течи различной интенсивности (уровень и давление)
  4. Аварии связанные с турбинной частью, паром и питательной водой (давление питательной воды и пара, температура пара)
  5. Аварии связанные с работой оборудования (электрическое питание и/или отказ важных агрегатов)
  6. Аварии связанные с ошибками управления (здесь не рассматриваются)
Всего можно рассмотреть примерно 12-15 сигналов, часть из которых так или иначе дублирует друг друга.
При каждом сигнале (группе), различно находящееся в работе оборудование, которое можно использовать для вывода установки и перевода ее в режим расхолаживания. А значит, различны и пути расхолаживания. Соответственно:
  • Первые две группы, объединяет то, что установка не имеет отказов основного оборудования и систем, а значит вывод и отвод тепла, может производиться ускоренно, но через штатные (обычные каналы).
  • Третья, включающая в себя течи (малая, средняя, большая, разрыв), по странной случайности и по расчетам проектантов не рассматриваются в LW-SMR.
  • Четвертая, связана с авариями насосов, конденсатора, турбины, с подачей питательной воды и отводом пара.
  • Пятая же, связана с полным обесточиванием, а значит, не только отказом основного оборудования, но и с потерей возможности управления установкой и является ухудшенным вариантом четвертой.

 

Virtually all of the LWR SMR designs submitted to NRC and DOE in the US demonstrate connections for fuel loading/refueling on the upper level of core’s “pan” (bottom part of reactor vessel). Can someone explain how and who/what will ensure the monitoring of the compound deep undo the bio-protection shielding. And besides, in the pool, as it is shown in a promotional video NuScale, for example. How to ensure purification water to such an extent and volume?
In the USSR, and in Russia, the lid of the reactor is connected to the vessel via a special ring and through the so-called “extended (?) studs.” Before tightening the nuts, each stud stretches hydraulic jack to provide tightening, not only with the power hydraulic tool.
What is the procedure at the reactors of “western” design? How to ensure the connection density and construction, strength of the connection if there is no human’s access to the area? Strange, but I do not believe in the complete automation of the process in the “pool”.

 

(For additional information: www.NuScalePower.com and presentations) 

 

Animation: http://www.nuscalepower.com/video_loading.php

 

 

… Концепция управления/оперирования/использования малых атомных реакторов. Занятное чтиво. Первое, что вызывает активное неприятие, это собственно сама идея управления модульной АЭС с реакторами малой-средней мощности. По идее (все той же NuScale), предполагается управление одним человеком 4-мя реакторами одновременно?! Всего в помещении управления станцией должны находиться 7 человек, из которых только 3 оператора (по нашему или Инженера-управления, или СИУ или же КГДУ), а так же… 5 человек имеют доступ на управление. Занятно? Не то слово. Экономия на зарплате? Глупость? Непонимание? Непонятно чего больше.

Nothing new under the Sun. I am sure each can have own opinion based previous experience and skills. If I do remember exactly, during scram on SMR operator doing about 250 moves and operating functions in first 2 minutes. We are not talking here about safety systems “architecture” levels. Transients, specially deep power maneuver is also can be reason of scram, because of instability in primary circuit, specially in the low-boiling LWR (void fraction ~10%). NuScale (which own of this conception), just a bad copy of TM-4 reactor (full scale real test facility 180 MWth), which tests being completed over 20 years ago, with deep understanding and tests passive safety systems specially.
Other and complete different story is famous patient # 8,170,173 (basic safety conceptual idea). Tests of this kind of systems being complete also about 25 years ago and this design being declined as unreliable by few reasons. Another problem, core components and design. Problem could be solve in complex only.

Conclusions: Specially for conception of operating, in which 1 operator have control on 4 reactor at least are… a) insecure, b) unreliable, с) not effective for operating, and so on?
Of cause, it is my own and pretty subjective opinion. Good luck to them. We will see. I will be glad, if I am wrong.

 

(в работе)

Tagged with:  

А были ли предыдущие? В железе их не было. Но вот в чертежах, похоже, что да. Во всяком случае прорадитель у них один, ОКБМ. Да и новая корабельная установка, тоже подойдет в эту линейку сравнений.

В открытых источниках есть лишь незначительные упоминания об установках ТМ-4 или КТМ-6. Однако кое-что можно резюмировать и по этим данным. Собственно, отличия между этими двумя установками совершенно незначительны. Конструкция крышки, размещение ИМ СУЗ или незначительные изменения внутреннего дизайна. О третьей установке сведений нет совсем, за исключением упоминаний о ней, как о перспективной установке для ПЛА последнего поколения, и о том, что до постройки первого корабля с установкой 4 поколения, на эти ПЛА будут ставиться модернизированные ППУ подобные установкам типа OK-650.

С конструкцией АБВ-6М (атомная блочная водяная ???) все просто и все сложно одновременно. Отсутствие данных позволяет сделать только несколько простых выводов:

  • в отличие от предыдущих вариантов конструкции, КОД вынесен из корпуса и размещен под биозащитой, в баке МВЗ. Это техническое решение оправдано, приходило в голову и раньше, поскольку используются незаполненные объемы бака МВЗ. Снижается ли при этом возможность интенсивной ЕЦ, требует анализа. Как и “упругость контура”. Но при прочих особенностях “Русского подхода” к конструированию, можно предположить, что незначительно
  • габариты блока ППУ ограничены в представленных размерах 5 х 3.6 х 4.5 (м), при массе 200 тонн. В отличие от предыдущих конструкций значительно большей мощности, это довольно компактный блок. В сравнении с установкой РИТМ-200, это пятикратное уменьшение по объему и массе.

У меня только крепнет мысль о том, что Россия обогнала мир в конструкторских решениях касающихся реакторного “железа” и систем малых установок, лет на 15-20.

 

По материалам рекламных буклетов ОКБМ Африкантова и публикациям на сайте.

 

И что? Честно признаюсь. Точнее, не люблю бездарей и деляг с апломбом “ученых” в ее рядах. Это даже при том, что моя фотка у них на веб-сайте красуется. Да, поэтому отношусь предвзято и дотошно копаюсь в их публикациях. Не, ну чо, ну все понятно. Осваивают парни бюджет с пафосом рассказывая о собственном “величии”. И похоже, они знают мое к ним отношение. Тем более, что человек 10 оттуда я знаю персонально и едко комментирую все их “достижения”. После нескольких моих комментариев, они убрали все, за исключением последней, презентации про свой “иновационный” дизайн. Ну еще мне удалось прочитать про патент Хосе Раеза (вполне себе коммерсанта от науки, но очень толкового в автомодельности) и Джона Грума (необразованного но надежного дурака), на т/н “иновационную” систему пассивной безопасности. Жаль пока не выходит поглядеть картинки и более убедительно поязвить на эту тему. Но я позволю себе поязвить. Вот этот “патент”, U.S. Pat. No. 8,170,173, нами разбирался ажныть в 1984 году.

А вот сегодня, они меня очень повеселили. Анонсировали симулятор для атомной станции. 12 одинаковых рабочих мест для 12 модульной станции в одном помещении. Ну скажите, для чего? Я поиздевался. Поглядим, что ответят и ответят ли.

 

Аргументация “защиты” странная. Это не симуляторы блоков, а симулятор control-room. И все управляющие консоли сосредоточены в одном помещении для слаженной работы в так называемых переходных режимах. Например, при авариях типа Японской, или при отключении охлаждающей воды. Удивительно слабый аргумент. Более того, предполагается, что всего 12-ю блоками будут рулить 3 оператора. По одному на 4 реактора. Сумашествие какое-то. И все это, громко называется “концепция управления”.

 

(продолжение следует)

 

(For additional information: www.NuScalePower.com and presentations) 

 

 

Вот какая занятная штука. Практически все гражданские малые и средние реакторы разрабатываемые и презентуемые сегодня в США имеют поперечный разъем на высоте чуть выше верхней кромки АЗ. Видимо это теперешняя мода. С точки зрения “теоретического” процесса перегрузки, показываемого в презентациях, это технологично, но технологично ровно с того момента, как вы “раскрутите гайки”, на минуточку, находящиеся глубоко под биозащитой. Сразу возникает несколько вопросов:

  • кто или что будет это делать?
  • каким образом осуществляется уплотнение?
  • как туда попасть, в маленький контеймент и под биозащиту?

Ну чо, они “молодцы”.

(продолжение следует)

What input would you like to give the DOE’s SEAB SMR subcommittee for their report to establish a fleet of SMRs in the U.S. large enough to contribute to the nation’s clean energy goals?

 

The Secretary of Energy Advisory Board (SEAB), Small Modular Reactor Subcommittee (SMR) apparently began its work in March 2012 and is to report back to the parent SEAB by this coming October.
The subcommittee is tasked with identifying areas in which standards for safety, security, and nonproliferation should be developed for SMRs to enhance U.S. leadership in civil nuclear energy, as well as identify challenges, uncertainties and risks to commercialization and policies that may be appropriate to accelerate deployment in support of national goals. These considerations include economics, waste management and policy uncertainties.
This does not include input on the current FOA for SMRs. The subcommittee is looking for new input beyond the current FOA (that horse has already left the barn – move on).
The subcommittee had a public meeting at the Forrestal Bldg in D.C. on May 30, but not many people were there. What would you like the subcommittee to know, consider, put in its report back to the main SEAB for the future establishment of SMRs in the U.S.? I’m happy to copy and send in to the committee all the Linked-In comments that are posted. Please identify yourself and your experience, past or qualifications. Thanks, Deborah Deal-Blackwell, APR.

Here’s the link for more information about the subcommittee’s marching orders:
http://www.nuclear.gov/smrsubcommittee/documents/Charge%20memo%20to%20the%20SMR%20Subcommittee.pdf

 

Мне кажется, что пафос и высокопарность, это отличительная черта современного околонаучного бизнеса. Безотносительно к национальной принадлежности. Если же без пафоса, то зачем народу малые реакторы?

  • чистая энергия
  • безопасность (техническая)
  • безопасность (энергетическая)
  • нераспространение (сомнительно)

Что там еще?

The mPower design, a 125-MWe concept under development by Babcock & Wilcox, also features passive cooling, but “our whole principle of safety is defense-in-depth,” said Jeffrey Halfinger, B&W’s vice president of technology development. He spoke at the conference and was interviewed after his presentation.
The concept of defense-in-depth, he said, is to have “multiple stages” of cooling and backup cooling systems before the reactor resorts to passive cooling, which is the emergency measure. Under the emergency situation, Halfinger said, operators can replenish the water tank that feeds the passive cooling system, which can keep running “for weeks and weeks and weeks.”

  • This is interesting, but no detailed information from mPower.

There are “few accident scenarios” in Westinghouse Electric’s unnamed SMR reactor concept, said Michael Anness, manager for advanced reactors at the company. “There are no active safety systems in the [Westinghouse] small, modular reactor,” he said at the conference.
The smaller design has fewer penetrations of its reactor and containment vessels, fewer valves and fewer pumps, Anness said.

  • It is very informative of cause.

The design of the company’s SMR reflects some additional passive safety features incorporated into its 1,100-MW AP1000 unit, which is under final review by the NRC for design certification, Anness said. More safety, it turns out, does not mean more pipes and backup pumps and valves, he said.

 

From: http://www.platts.com/RSSFeedDetailedNews/RSSFeed/ElectricPower/6126955

William Freebairn (william_freebairn@platts.com)

Yanmei Xie (yanmei_xie@platts.com)

 

Tagged with:  

SMR are less vulnerable to some types of accidents, including those like the accident at Japan’s Fukushima 1 nuclear power plant that were caused by the complete loss of power.

  • Looks to me, we are compare here 40 years old reactor and some modern reactor which do not exist yet? Of cause, interesting to compare jet and car, but what for?

NuScale Power’s 45-MWe modular unit/reactor have no reactor coolant pumps because they rely on natural circulation for emergency cooling… Analysis by NuScale shows it does not need an external supply of water or any power to maintain cooling. The NuScale units sit inside an area flooded with 4 million gallons of water that can be used for cooling…

  • Interesting point. I was sure, NC for core cooling in all power diapason, not only in emergency cooling. Looks to me, something wrong here with technical level of presentation.
  •  And if Fukishima’s reactors will put in huge-huge pool, it will be more safe reactor? Not true.

The NuScale accident analysis showed that if offsite power were lost for 30 days, the cooling water supply onsite would boil off, but by that time the temperature of the reactor core would be low enough to be cooled by air, he said. The system relies on automatic valves to operate.

  • How about this: NO WATER on site? Like Fukushima… Just same condition?
  • NuScale analysis related some calculations, which depend from (I am pretty sure) not exact initial conditions.

Once shut down, air cooling would work indefinitely, according to a slide in Landrey’s presentation.

  • Not exactly. According presentations NuScale has a lot of problems in safety systems design and conceptual philosophy.

The NuScale reactor does not require backup power because of its passive cooling design.

  • Oh, really? How about operating and control? Data aquisitions? Valves operating?

The NuScale containment vessel, which encloses the reactor, is made of stainless steel 10 times stronger than that of a large pressurized water reactor, NuScale said in a presentation on safety on its website.

  • 10 times, is really funny number. Why not in 1,000 or not in 10,000? Interesting “engineering” calculations.

Even without power, SMRs, like the NuScale design, are also more resistant to earthquakes because the reactor and containment vessels are located below ground. The NuScale design can resist earthquakes that result in ground motion equal to 0.5 times the acceleration of gravity, whereas many larger reactors are proven to safely resist only an earthquake with half that ground motion…

  • Looks like extremely “simple” solution. And different planet for NuScale. Actually if all future NPP will put under ground, no problems in future?

Howver, that “may prove to be a challenge” because of a slowdown related to financing problems encountered recently by the company.

  • Of cause, 350,000,000 USD per NPP not a lot. Interesting, how much price in Westinghouse. I see here, this guy (Landrey) just asking more money?

 

From: http://www.platts.com/RSSFeedDetailedNews/RSSFeed/ElectricPower/6126955

William Freebairn (william_freebairn@platts.com)

Yanmei Xie (yanmei_xie@platts.com)

Tagged with:  

С чего начинать проект?

Множество различных дискуссий происходит по поводу использования ЕЦ при организации циркуляции по первому контуру. Даже специальные конференции под эгидой МАГАТЭ проводят. Использование ЕЦ объективно преимущество, особенно в ВВР. Даже если говорить только и исключительно об этом аспекте конструкции, то и тут есть где поломать копья. Бесспорно, что в аварийных режимах ЕЦ огромный плюс, но при обычной эксплуатации, при переходных режимах, при вводе/выводе существуют ли какие-либо особенности и специфика? Порассуждаем немного и слегка примитивненько:

  1. Как минимум, для обеспечения ЕЦ должен быть правильно спроектирован контур. То есть: должны быть исключены участки, опускные, для горячего ТН-1 и подъемные, для холодного, правильно выбрать тип ПГ (МПЦ или прямоточный), минимизировать гидравлическое сопротивление в подъемном и опускном участках, минимум изменений проходного сечения, качество поверхностей материалов реактора (конструкций).  То есть, оставив (на потом) межфазовое трение, на первой стадии проекта надо обеспечить конфигурацию/геометрию контура, минимизировать тепотери, которые возможно минимизировать. На самом деле, самое трудное, геометрия. Если спроектировать замкнутый контур с минимумом горизонтальных участков не проблема, то наличие различных конструктивных элементов в реакторе может серьезно повлиять на проходимость контура.
  2. Движущий напор ЕЦ обеспечивается за счет 2-х компонентов, разницы плотностей и разницы высот. А это значит, надо обеспечить оба эти компонента. При этом, первый, связан исключительно с теплофизическими параметрами системы и мощностью на которой работает реактор (помним о всех уровнях мощности), а вот второй, связан с габаритами корпуса реактора и … сюрприз, геометрией контура, о которой уже упоминалось выше.
  3. Должен ли быть реактор с подкипанием ТН-1 в зоне? Температура на выходе должна быть на линии насыщения или давление должно “задавить” кипение? Отсыл к пункту 2. Если плотность на выходе из АЗ зависит и от наличия паровой фазы, движущий напор ЕЦ возрастает существенно. Это плюс. Уровень подкипания, паровая составляющая на выходе ТН-1 из АЗ можжет составлять до 8-10% объема. Выше? Спорный вопрос, требуется все посчитать. Все зависит и от геометрии контура и от иных компонентов системы 1К. Наличие пара в АЗ, это минус. Вытесняется замедлитель из зоны. Противоречие. Получается, что для кипящих реакторов паровая составляющая коэффициента реактивности вроде бы должна быть положительной?
  4. Как меняется фазовое состояние ТН-1 в подъемной шахте? Ведь разница высот и давлений может быть существенной. Вспомним закон о гидростатическом давлении. Если высота корпуса реактора 12-14 метров, то соответствующее произведение высоты столба жидкости на плотность и ускорение свободного падения, даст некое превышение статического давления на выходе, и при подъеме парового пузыря вверх, он может расти. Объем пара в подъемном участке может увеличиваться. Это особенно важно (или не важно?) для первоначальных моментов пуска. Может происходить “запаривание” подъемной трубы.
  5. Каким должно быть давление в контуре? Постоянным или плавающим/меняющимся? Обычная, корабельная установка с ВВРД и принудительной циркуляцией, работает при постоянном давлении в реакторе. Как правило, это примерно 160 Ати. Как определяется эта величина? Довольно просто…
  6. Какой же должен быть закон управления реактором/мощностью при 100% ЕЦ (PTL plot)? По средней температуре в АЗ или по температуре на выходе? Или же какому-то иному параметру? Скорее, по температуре на выходе, но это при меняющемся давлении в контуре. Вот тут ниже, представлена картинка PTL  для MASLWR. Параметры спорные, но для объяснения подойдет вполне. На полной мощности это примерно выглядит так:
  • Перепад/подогрев на зоне 50 градусов
  • Запас до кипения, при постоянном давлении, 14 градусов
  • Средняя температура в зоне 245 градусов
  • Температура пара на выходе из ПГ примерно 260…265 градусов
  • Температура кипения в ПГ, около 200 градусов

Не мало? Можно подкинуть еще кое-что для затравки.

 

Ну к примеру:

Как регулировать уровень ТН-1 в реакторе со 100% ЕЦ и особенно в реакторе с подкипанием? Есть в таком реакторе свободная поверхность? При каких условиях контур может быть разомкнут? Как учитывать паровую составляющую в объеме ТН-1 (см. предыдущие посты по теме 20.1 и ранее 6.5.3), если она значительна? А что произойдет, если при сбросе мощности, особенно в переходные периоды, пузыри схлопнутся или наоборот, резко поднимется уровень при наборе мощности? А как насчет нестабильностей при переходных режимах? А пульсации межканальные и/или контурные? Как тогда будет изменятся уровень ТН-1?

Ну а на закуску, надо еще подумать о:

  • Каковы будут управление и алгоритмы реактором и всей установкой?
  • От чего зависит их проектирование и что учитывается при этом?
  • Требуется ли профилирование АЗ, физическое и гидравлическое?

Все еще думаем о преимуществе “стандартных” тепловых/топливных сборок 17 х 17? Ну-ну… думайте.

(продолжение следует)

Посмотрим (концептуально) на схему правильной системы безопасности малого реактора. Система аварийного расхолаживания. Дадим пищу для ума “многоопытным дизайнерам” из NuScale. А то даже жалко их, из-за серьезной  деятельности могут перетрудиться. У них спроектированы две системы DHRS и CHRS. Работу которых  еще предстоит разобрать.

 

 

 

(в работе)

Tagged with:  

Бывает, что люди говорят на одном языке, об одном предмете, даже одними словами, но говорят о разном. Сегодня все “специалисты по безопасности” ядерно/атОмных установок, как с ума посходили. Тема безопасности распухает как на дрожжах. И зачастую, не обоснованно. Что такого особо нового появилось в концепции атомной безопасности за последние 20 лет? Переходы с аналоговых на цифровые системы, создание интегрированных систем безопасности, кибербезопасность. Что еще можно приплести для освоения бюджетов?

Чем система безопасности 20-ти летней давности в действительности отличается от современной? Концептуально чем? Насколько безопаснее реакторы стали теперь, чем были 20 лет назад? Что такого исключительного придумали многочисленные “специалисты” с большими зарплатами?

Все аварии последних лет и все аварийные ситуации связаны скорее с недостатками конструкций и человеческим фактором, а уж точно не с недостатками концепции безопасности. Недоработки конструкции? Этот недостаток практически ликвидирован, разве что у совсем “пожилых” систем они еще остались. Там, где либо пожалели денег на реконструкцию, либо недодумали, либо понадеялись на всемогущий PRA псевдо-анализ. Как, к примеру в далекой  Японской Фукушиме.

  • Замена систем управления с аналоговых на цифровые повысила надежность. Бесспорно? Скорее спорно. Но какова надежность самих систем? Кто-то припомнит хоть один случай серьезной аварии из-за системы управления кроме ТМА?
  • Надежность, часть безопасности. Не бесспорно. С оговорками. Надежность чего именно?
  • Надежность эксплуатации и надежность в части безопасности разные вещи? Разумеется разные.

 

(рассмотрение будет продолжено)