Придется вернуться к этому вопросу еще раз. В полемическом задоре, высказал я мнение, что системы безопасности конечно важны, но о чем мы говорим, если после сброса а/з или при штатном выводе, первый контур (1К) разомкнется? Как будет осуществляться циркуляция по контуру и отвод тепла от зоны в этом случае? Замечание об этом я делал выше, в других постах посвященных NuScale. Аргумент о том, что все правильно рассчитано, здесь не работает. Рассчитано то, что задали, а не то, что надо считать. Для пояснения проблемки, разберем разные случаи. При этом, этого недостатка лишен реактор КТМ, есть простое и вполне себе нормальное техническое решение. Но судя по имеющимся данным, такого решения для NuScale нет. Или оно старательно скрывается. По косвенным признакам: конструкции ПГ, размещению ПГ, конструкции тяговой шахты, подходу к компановке, вопросов возникает много. А значит и возникают вопросы к управлению установкой, к алгоритмам управления реактором.
Если у дизайнеров зоны, есть полная уверенность в топливе, в том, что оно успешно выдержит серьезные перегревы, то оболочка ТВЭЛов, все равно имеет конечный предел прочности. Да и “фишка” проекта в стандартности топливной композиции и дизайне кассет. Честно говоря, ничего смешнее не видел. Поэтому подход к проектированию назовем как “сомнительно верный”.
Вариант 1. Разогрев с разомкнутым контуром:
Корпус реактора заполнен примерно на 50%. Давление в контуре около 10 атм. Как происходит разогрев при таких н.у. в реакторе типа NuScale? Честно скажем, не знаем. Не знаем потому, что непонятна до конца конструкция таговой шахты. Если она такая же как у прототипа MASLWR, то скажем прямо, никак не происходит. В свое время, стоило серьезных усилий объяснить им, что разогревать так как они хотят невозможно. Поэтому отложим этот вариант “на потом”, на то время, когда предоставят больше детальной информации и прекратят надувать щеки.
Строго говоря, из такого состояния есть два способа разогрева. Первый, примерно со скоростью до 100 град/час. Второй ускоренный, со скоростью до 250 град/час и выше. В реальности максимум скорости более указанной обеспечить не удается не по причинам связанным с разогревом реактора, а по причинам больше связанным с разогревом ПТУ и вводом в работу оборудования установки.
Вариант 2. Разогрев с замкнутым контуром:
В этом варианте разогрева контур циркуляции замкнут и реактор заполнен на 100%. Давление в контуре на минимальном расчетном уровне. В корпусе реактора такого типа и размеров находится примерно 20 куб.м теплоносителя 1К. Подогрев такого количества воды, например от температуры 50 град. С. До 300 град С и при давлении указываемом в документах NuScale, вызовет изменение его объема.
Это абсолютно очевидный факт. Объем КОД в верхней части корпуса может занимать 2-3 куб.м. Но при соответствующем разогреве, объем теплоносителя вырастет примерно на 30%. А значит, излишний теплоноситель из корпуса, а это около 6 куб.м горячей воды, надо куда-то удалить. Разумеется, что удалять его надо постепенно, в процессе разогрева. И значит, надо иметь для этого специальную емкость. В принципе удаление можно производить в цистерну подпитки 1К, где находится вода соответствующего качества. Но надо помнить, что это вода, которая уже была в контуре. И в определенных условиях она может содержать р/а примеси. Например во второй половине кампании.
Кроме всего прочего, надо помнить о поддержании определенного уровня давления в контуре, иначе контур либо слишком “мягкий”, либо слишком “жесткий/упругий” и поведение его при маневрах мощностью и в переходных периодах может быть неустойчиво. То есть, по окончанию разогрева по второму варианту, сдренировав из контура некоторый объем теплоносителя, мы имеем полностью разогретый реактор, с поддерживающимся уровнем, с стабилизированным давлением в контуре, с соответствующими нейтронно-физическими параметрами АЗ. Кстати, это очень важно, но здесь мы об этом не рассуждаем.
Вариант 3. Аварийная остановка реактора. Сброс а/з:
В этом случае, NuScale приводит в презентации график снижения уровня теплоносителя в корпусе, в соответствии с которым, уровень упадет ниже кромки перелива уже в первые 100 секунд. Для компенсации такого снижения уровня в корпус необходимо подавать ровно тот же объемы воды из системы подпитки, который был из контура удален при разогреве. При противодавлении в 100 атм, это довольно затруднительно. Хотя технически и возможно.
Например, при помощи насоса подпитки или гидроаккумулятора с ГВД под давлением скажем 200 атм. Но насос с подачей такого объема мгновенно справится вряд ли, а наличие гидроаккумулятора требует не только отдельной системы, но и целого комплекса инженерных решений. Да и проходное сечение соответствующего патрубка(ов) также имеет конечный размер. Об этом ни в одной презентации NuScale не упоминается. Более того, потеря уровня и размыкание контура преподносится едва ли не как достижение. Хотя, позволю себе усомниться в некоторых предсказаниях, но если в АЗ есть некоторое подкипание, то при прекращении тепловыделения, паровых пузырей в контуре не будет и уровень снизится не только из-за понижения температуры, которое кстати не такое быстрое (в конструкциях саккумулировано большое количество тепла, теплоноситель прогрет), а скорее именно из-за этого.
Если опустить детальный разбор переходного режима в системе ПГ, то предположив, что ПГ все это время продолжает активно отводить тепло от контура, то при расходе по контуру примерно 400 л/сек (?), весь ТН-1 остынет до температуры близкой к температуре ПВ примерно за 70-80 сек.
Параметры в контуре будут какие-то такие, как указано на картинке. См. схему ниже.
Вариант 4. Расхолаживание:
Соответственно при остывании ТН-1 уменьшится его объем в корпусе реактора, увеличится плотность. Снизится уровень, а значит, контур неминуемо разомкнется. правда, к этому моменту пик остаточных тепловыделений (ОТВ) уже будет снят и основная задача будет состоять в том, чтоб не допустить перегрева АЗ. Надежный канал теплоотвода предлагается специалистами NuScale через кипение ТН-1 в зоне? Не убежден.
Параметры можно и уточнить, кому будет интересно рассчитайте. А уж потом, подискутируем.
(анализ в работе)
В 10.1. представлен сводный перечень, среди которых имеем три проекта легководных реакторов со 100% ЕЦ и примерно одинаковой мощности и примерно одинакового конструктивного решения, в основу которого положена интегральная/моноблочная схема:
- SMR NuScale, мощностью 150…160 MWth/45 MWe. Активная часть АЗ = 1800 mm. Квадратная решетка из 32 ТВС, 17х17 (264) ТВЭЛов диаметром 9.5 mm, топливо 9.19 mm, зазор … Объем топливной композиции в ТВЭЛе = 11.94 см3.
- Типа КТМ, мощностью (?) 150 MWth/7(+30) MWe. Гексагональная = … ТВС, … ТВЭЛов, описанным диаметром 7 mm, топливо …, зазор …
- CAREM, мощностью 100 MWth/27 MWe. Гексагональная решетка 61 ТВС, 127 ТВЭЛов (?) диаметром 9 mm, топливо 7.6 mm, зазор 1.38 mm (?).
Альтернативная зона. Первое (предпроектное) приближение:
Если же попробовать построить и рассчитать “альтернативную” АЗ, состояшую из гексагональных ТВС, но при этом, из стандартных ТВЭЛов производства Westinghouse, и взять ТВС состоящую из 6 рядов +1 центральный ТВЭЛ, с профилем АЗ, представленным на рисунке, получается примерно следующее:
- В сборке 13 рядов по диаметру описанной окружности ТВС или шесть рядов и центральный ТВЭЛ.
- Диаметр ТВЭЛа стандартный = 9.5 mm (диаметр топливной композиции 9.19 mm) с зазором 2 mm. Размер сборки 13х(9.5+2)+2 = 151.5 mm + 1.5 (2х0.75) mm = 153 мм внешний описанный диаметр, где 0.75 mm толщина кожуха сборки ТВС.
- Размер ТВС по “короткой стороне шестигранника 133.1 mm. Количество ТВЭЛов в сборке 127 штук. Кроме того, в каждой ТВС предусматривается возможность замены “угловых” ТВЭЛ на стержни выгорающего поглотителя, вероятно меньшего диаметра, например 5 или 7 mm.
- Кожух ТВС, или части из них, можно выполнить из борированной стали.
- Если АЗ состоит из 11 рядов ТВС с зазором МКП = 4.9…5 мм, то по короткой стороне размер шестигранной АЗ составит примерно 1215 mm. Количество ТВС, в такой зоне составит 91 штуку.
- Если удалить угловые ТВС, то фактическое количество ТВС будет 85 штук. Соответственно, описаный диаметр по “длинной стороне, без крайних, угловых ТВС, будет примерно 1530 mm. Приведенный диаметр несколько меньше.
- Общее количество мест под размещение 127 ТВЭЛов в ТВС, соответственно 85 (91) х127=(11,557) 10,795 штук. В АЗ проекта NuScale 9,248 шт. соответственно.
- Если принять количество ТВЭЛов в одной ТВС 121 шт, с удаленными (замененными) “угловыми”, то количество ТВЭЛов в такой АЗ соответственно составит, для 85 (91) ТВС, 10,285 (11,557) шт.
- Оптимальная высота активной части такой АЗ может составлять от 1200, до 1500 mm. Для расчетов можно использовать оба крайних значения: 1200 и 1500 mm. У проекта NuScale соответственно 1800 mm.
- В подобной АЗ предполагается использовать сборки с двумя типа топливной композиции. Первый тип, однородная по всей высоте, по обогащению композиция. Второй тип, на 500…600 мм снизу, по высоте АЗ размещается композиция с обогащением в 2 раза выше. Эти, более “тяжелые” сборки размещаются в рядах 4, 5 и 6.
- центральный,
- средний и периферийный,
- радиальный.
Задавая разные по составу сборки, например варианты на представленных рисунках, можно создать библиотеку и набрать интересующую нас АЗ, которая и будет отвечать требованиям гражданского малого реактора. Хорошо бы не впахивать вручную, а выполнить такой проверочный расчет при помощи CASMO. Постепенно, число сборок можно оптимизировать/минимизировать.
Если уменьшить на 1 мм зазор между сборками, но добавить всего 2 ряда, увеличив немного диаметр АЗ, можно получить еще одну версию для проверки.
В принципе, это задача классического студенческого курсовика, студента 4 курса, из приличного ВУЗа прошлого века.
(в работе)
На мой взгляд, наиболее разумный проект. Вопрос, будут ли деньги у Аргентины, на его реализацию. Но исследования идут не менее споро, чем в США. Здесь представлена не только схема, но известно, что есть и тест модель, на которой проводились исследования, есть и конкретные разработки. Ситуация с созданием полномасштабной установки загадочная. Но это действительно реактор малой мощности, с возможностью ап-грейда, действительно новый, действительно интересный, не отягощенный монструазностью огромных корпораций, которые тянут за собой весь свой заплесневелый опыт, и не могут преодолеть заскорузлость мышления своих специалистов. во всяком случае, на первый взгляд, эта установка выглядит куда как более привлекательно, чем, к примеру, разработка NuScale.
Вот только вопрос, а зачем столько парогенераторов? 12 круглых кассет очень похожих на наши корабельные ПГ. При этом паровой коллектор находится вне корпуса реактора. Неплохое решение для стационарной системы. Не видно как менять ПГ, в случае проблем. И еще, системы безопасности в представленном варианте пока не впечатлили.
По некоторым данным, установка находится с стадии окончания строительства. А некоторые издания указывают на то, что установка введена в строй и эксплуатируется в тестовом режиме. Закрытость сведений, очевидно связана с Военно-морской составляющей проекта. С желанием Аргентины иметь собственную ПЛА. Более того, в 1984 году, Аргентина заказала проект ПЛА у Германии, но вроде бы Германия столкнулась с противодействием Великобритании в реализации этого проекта.
Разбираясь с дизайном, отыскал обновленную схему. Похоже решение о теплообменниках по контуру отвода тепла все-таки принято. Представленная NuScale новая схема, уже несколько иная. Нет смысла править предыдущие сообщения, так как эволюция мнений куда интереснее.
Будет очень интересно поглядеть, что же поменялось в действительности. Но пока на презентации в МАГАТэ профессором Хосе Раезом была показана новая схема. Можно только поприветствовать, что здравый смысл возобладал. Кроме того, внесены изменения в схему присоединения трубопроводов подачи ПВ и охлаждающей воды.
Теперь видно, что 2 независимых ПГ замыкаются на 2 петли системы аварийного расхолаживания. правда, непонятно по какой причине убраны гидро-аккумуляторы, которые в этой схеме как раз необходимы по нескольким причинам:
- Для компенсации температурных изменений объема теплоносителя
- Для поддержания уровня давления в контуре при нахождении в режиме ожидания/резерва и при работе
- Для хранения объема воды/теплоносителя, при нахождении системы в режиме ожидания/резерва.
Сделан верный вывод о том, что 2-х фазный режим будет в первоначальные моменты времени. Обычно таких режимов 3:
- Паровой
- Паро-водяной
- Водяной.
Теплообменники заполнены водой, интересно, по обоим контурам? Но это уже детали.
Не понятно, как будет поддерживаться циркуляция по 1К, если т/н будет охлаждаться а подпитка не упоминается.
Оговаривается, как минимум, 3 дневное охлаждение через бассейн.
Поскольку NuScale (по мнению их специалистов) практически приблизилось к идеальному инженерному решению, по дизайну системы аварийного расхолаживания, то можно было бы привести для примера подобную систему в несколько ином исполнении. При работе такой системы были учтены все вопросы связанные с выводом установки, в том числе, без какого либо участия оперативного персонала. Более того, такие системы многократно испытаны на натурных прототипах и в реальных установках. Не могу утверждать точно, но по всем данным, подобная система была на АЭУ ПЛА Курск и именно эта система не позволила активным зонам реакторов разрушиться после аварии. Схема такой системы понятна, но нет желания этим “специалистам” помогать. Поэтому предоставим NuScale возможность потрудится и потратить деньги инвесторов и Американских налогоплательщиков.
(Basic informations taken from NuScale web and presentations)
Все водо-водяные реакторы малой и средней мощности подпадающие под программу развития SMR. Просмотрел прочие проекты легководных SMR. Всего 4 проекта развивается в США и один заморожен. Строго говоря, малым среди них является лишь один, первый. Видимо поэтому он и привлекателен для разбора. На нем проще применить некоторые знания и имеющийся опыт. Про другие надо поискать уточненную информацию.
- SMR, проект NuScale и Fluor, который активно препарируется в этом блоге, 150 MWth/45 MWe. Модульная (интегральная) схема со 100% ЕЦ.
- M-Power, проект B&W, 530 MWth/155 MMe. Схема с 8-ю (струйными ?) насосами в первом контуре.
- HI-SMUR, проект Holtec 446 MWth/145 MWe. Схема с горизонтальным ПГ МПЦ и пароперегревателем.
- SMR, проект Westinghouse, 800 MWth/225 MWe. Схема на основе корпуса АР-1000.
- IRIS, проект Westinghouse, 1000 MWth/335 MWe, временно заморожен. Международный проект с участием ОКБМ. Схема аналогичная NuScale и Российскому ТМ-4, но с 8-ю встроенными струйными насосами.
В другом мире. Россия, включая, для примера, ледокольные установки (Russian SMR projects):
- KLT-40 (гражданская модификация морской АЭУ ОК-650), проект ОКБМ, плавучая АЭС, 148 MWth/35 MWe. Надежная корабельная схема опробованная и рассмотренная многократно.
- Для примера, установка атомного лихтеровоза “Севморпуть” имеет 2 реактора по 171 MWth/2 главных турбо-генератора по 36.4 MWe и 5 ТГ по 2 WMe каждый.
- VK-300, проект “Атомэнергопроект”, 300 MWe, старый реактор Димитровград. В реальности бесперспективен как прототип.
- ВБЭР-300, проект “КБ им. Африкантова”, 300 WMe, совместный не реализованый проект Россия и Казахстан.
- ОК-650, проект ОКБМ, в составе стенда КВ-1, ~40 MWe, реализованый проект малой АЭС в НИТИ С-Бор. Более десяти тысяч реакторо-часов безаварийной наработки. Наиболее надежная, но уже не новая схема с ПЦ и ЕЦ.
- ТМ-4 (конструктивный аналог NuScale) в составе экспериментального стенда, проект ОКБМ, 150 MWth/7(+25…30) MWe, реализованый проект прототипа в НИТИ С-Бор. 100% ЕЦ (?).
В другом мире. Прочие страны (Other countries):
- CAREM, CNEA & INVAP, 100 MWth/27 MWe, Аргентина.
- CAP-100/ACP-100, проект CNNC & Guodian, 100 MWe, Китай.
- SMART, проект KAERI, 100 WMe, Южная Корея.
Получается следующая штука. Чтобы проанализировать вывод, надо четко понимать, как производится ввод реактора. Это как минимум. Если даже, есть четкое представление об одной, даже однотипной установке, совсем не обязательно, что оно запросто трансформируется на подобную. Так как, как минимум состав оборудования может быть разным. Требуется анализ параметров и понимание процессов с поправкой на дизайн. Но все-таки, базовое понимание помогает сделать кое-какие выводы и активно подискутировать с оппонентами. Как учили.
Поэтому, вернемся на шаг назад. К вводу установки типа NuScale и к параметрам 1К. В свое время, некий персонаж из NuScale, с удивлением узнал о том, что вода при нагревании расширяется. Сюрприз, сюрприз…
Если, по грубым расчетам, в контуре должно находится около 40 м3 воды (запрос на предоставление данных я направил, но вот предоставят ли?), то при разогреве до максимальной температуры на выходе из АЗ ~ 300 град С, необходимо будет вытеснить около/более трети. Это обеспечит приемлемую упругость контура, паровую подушку в верхней части и необходимую компенсацию перепадов давления 1К при изменениях параметров установки. А это значит, что специально подготовленная вода с возможными осколками деления (при развившейся негерметичности ТВЭЛов), должна быть вытеснена в специальный объем под биологической защитой. Более того, эта вода должна быть готова в ситуации сброса АЗ, при аварии, снова быть закачана в корпус реактора. Ведь при остывании объем теплоносителя уменьшится, а значит уровень опустится ниже кромки перелива и циркуляция по контуру станет невозможной.
Это значит, что при охлаждении ПГ, вместо организованной циркуляции предполагается устроить в верхней части своеобразный конденсатор, на стенках которого будет конденсироваться пар из кипящей/греющейся АЗ и конденсат будет опускаться вниз. Непонятно, такова ли задумка проектировщиков?
Похоже, что тепловая схема 2К имеет теплообменник-рекуператор, поскольку задекларированная температура ПВ, поступающей в ПГ ок. 150 град С. Но как он встроен в схему, пока непонятно.
В 6.5.1. упоминалось, что важно помнить про уровень теплоносителя в реакторе. Не устаю повторять, что это еще один вопрос, который ошибочно не принимается во внимание “специалистами” из NuScale. Во всяком случае, в представляемых документах показывается уверенный график по сбросу давления в контуре, подаче воды и прочим действиям. но умышленно не показывается эффективность теплообмена. И более того, не делается и не представляется никаких выводов об этом.
Элементарный анализ показывает, что как только уровень в реакторе будет потерян, разомкнется контур и теплоотвод от АЗ будет серьезно затруднен. Циркуляции по контуру не будет. Как тогда поведет себя зона? Все выполненные расчеты достоверны? Компутэр, это машина, считает то, что в нее запихаешь. Так что пока возникают серьезные сомнения в правильности принятых в NuScale конструкторских решений. Буду рад ошибаться, но…
Если нет циркуляции по контуру, а судя по графикам из доклада по системам безопасности, контур гарантированно размыкается через 150… 200 сек после сброса АЗ. А значит, без подачи воды в реактор, не обойтись. А это значит, надо сбросить давление в реакторе. А это повлечет за собой объемное вскипание нагретой воды. Но это пока предположения, ответы на которые можно получить только при детальном анализе.
Таким образом, по предложению специалистов NuScale, в разбираемой ситуации (похоже, что это течь 1К) отвод остаточных тепловыделений осуществляется через гильзу и стенки корпуса реактора и за счет кипения теплоносителя в АЗ. Кипение весьма эффективный теплоотвод, бесспорно. Но если это течь, зачем открывать контур? Действительно, существует несколько мнений. Никакими расчетами на этой стадии тут не поможешь, только подумать головой.
Но все же, как в этом случае работает система отвода тепла из контеймента? Ах да, погрузить реактор в бассейн с 4-мя миллионами галлонов воды. Понятно, что в большей степени эта система предназначена для отвода тепла при серьезных течах, потерях ТН-1. А как при этом организуется циркуляция? Она действительно будет?
Посмотрим на основной канал отвода тепла из АЗ, за счет кипения теплоносителя и сброса пара в контеймент. Как раз он и показан на представленной схеме. Что декларируется в представленном документе:
- способы снижения давления в контейменте и теплоотвода за счет:
- конденсация пара в контейменте;
- сбор конденсата в нижней части контеймента;
- открытие арматуры для организации тракта рециркуляции.
(Продолжение в п. 12, см. отдельный пост)
(For additional information: www.NuScalePower.com and presentations)
Продолжу критику проекта SMR NuScale. Посты под номером 6 начали рассмотрение вопросов связанных с программой SMR. Здесь использована копия листа из презентации об этом реакторе.
Иногда у меня создается впечатление, что оценка уровня компетенции в фирме сильно завышена. Вопросы компоновки АЗ реактора в установке рассматриваемого типа здесь и ранее уже освещались. Но отдельный разговор и анализ, это системы безопасности. Особенно системы пассивной безопасности и расхолаживания при авариях, отказах и соответственно при срабатывании аварийной защиты.
Попробуем на самом примитивном уровне разобрать ситуацию с работой системы расхолаживания со срабатыванием аварийной защиты реактора, по какому-либо неприятному сигналу. Например полное обесточивание. Потеря электропитания всеми потребителями. Последовательно происходит следующее:
- теряют питание ИМ СУЗ и поглотители под собственным весом опускаются/вводятся в АЗ, заглушают цепную реакцию;
- прекращается подача ПВ в ПГ;
- происходит соответствующая перекладка арматуры, отключение КПС и подключение систем безопасности.
В принципе этих вводных достаточно для первичного анализа представленной на схеме системы. В особенности/преимущества представленной системы включены:
- два независимых ветки подачи ПВ в 2 ПГ. Это значит, что схема, в принципе соответствует корабельной, с двумя бортами (четырьмя ПГ, по 2 на борт);
- подача ОВ в ПГ осуществляется из охлаждающего бассейна
- пар из ПГ выпаривается в разорваный контур. На мой взгляд это основная ошибка дизайна;
- аккумуляторы ПВ обеспечивают подачу ПВ в ПГ в первоначальный момент;
- емкость/бассейн обеспечивает 3 дня охлаждения/расхолаживания и отвода остаточных тепловыделений.
После отключения питания обоих ПН (по условию рассмотрения нами ситуации произошло обесточивание) пусковые ПН не запускаются. Какое-то короткое время питательные насосы работают на выбеге и по инерции продолжают подавать ПВ в ПГ. Обычно, паровая арматура закрывается быстрее, чем арматура на трубопроводах ПВ. Таким образом, при снижающемся в этот момент времени тепловыделении в АЗ, максимально заполняется водой ПГ. В это же самое время, должна осуществляться перекладка арматуры подключающая систему пассивной безопасности. Обычно арматура системы безопасности работает в противофазе с апаратурой на основных паро- и трубопроводах ПВ.
Выпаривание ПВ в ПГ отводит существенную часть тепла саккумулированного теплоносителем и выделяющегося в АЗ в первые секунды после сброса аварийной защтиты, и как показывает практика (не заню что показывают расчеты), ПГ может быть полностью осушен. Более того, пар вытеснится в паропроводы и обратным током вытолкнет воду в трубопроводы, на короткое время остановит поступление воды в ПГ. Гидро-аккумулятор будет проталкивать воду в ПГ. Но, длина трубок ПГ 22 метра. Продавить выпаривающуюся воду в трубопроводы такой протяженности? Разумеется надо разговаривать с расчетчиками.
Здесь и начинается самое интересное. В итоге, после определенных манипуляций система размыкается и по задумке проектанта должна брать воду из бассейна, поднимать ее на 12-13 метровую высоту, далее продавливать ПГ, где возможно запаривание, и выпариваться в тот же бассейн через специальные распылители.
Если система станет разомкнута, как это предлагают специалисты NuScale, то особого смысла в изображенном на схеме гидро-аккумуляторе нет. Газ под давлением быстро вытолкнет воду в ПГ и выпарившись ПГ опустеет. Особых условий для улучшения теплообмена это не создаст. А значит, система должна работать на проливку длительное время. Такое утверждение резонно, так как пик остаточных тепловыделений снимается довольно быстро, а далее предстоит довольно рутинный отвод остаточных тепловыделений, затяжной по времени. Система должна отработать 3 дня. В запасе, по задумке проектантов около 15,000 м3 воды. Огромный объем, в закрытом пространстве, с обеспечением качества воды, циркуляцией, сменяемостью и собственными системами очистки.
Эффективен ли теплообмен в этот период? Установится ли за это время естественная циркуляция? Это вопросы требующие ответа не только по результатам расчетов, но и по результатам размышлений и экспертной оценки. В любом случае, если осуществляется проливка ПГ, а пар, затем пароводяная смесь, а затем отепленная вода сбрасываются в контеймент/бассейн. Но что будет охлаждать ПГ, если контур циркуляции в реакторе разомкнут? Какой смысл в проливке ПГ? Как будет вести себя АЗ? Вспомним Японию.
Для резонного и надежного управления планируется, что это будет продолжатся до тех пор, пока не установится режим стабильного теплоотвода/теплообмена. Пока ответить на все вопросы трудно. Нет более детального описания схемы.
(Продолжение рассмотрения следует)
(For additional information: www.NuScalePower.com and presentations)
Можно рассмотреть две-три параллельные программы развития малых реакторов для гражданской электроэнергетики в современной России, в Европе и в США. Часть технических замечаний по Американской программе SMR уже была сделана ранее. Обоснование и некоторый исторический экскурс могут быть рассмотрены и представляют некоторый интерес. Тем более, что пришлось приложить руку к этой программе.
1. Программа развития малых реакторов начала обосновываться в США в 2001 году.
В брошюре изданной Министерством Энергетики США [32] представлен анализ наиболее перспективных систем 4-го поколения АЭУ. Этот отчет предлагает несколько фаз развития процесса для выбранных в качестве прототипов шести различных типов АЭУ, а также рассматривает взаимовлияние всех фаз развития друг на друга и на конечный продукт. Нам же, как раз интересна АЭУ исключительно для электростанции малой или средней мощности.
В таблице (см. ниже) сведены некоторые данные по трем из шести рассматриваемым в разделе типам перспективных установок. Эти установки отобраны руководствуясь именно персонально-субъективным отношением к ним. И с моей точки зрения они являются наиболее реальными для дальнейшего развития в обозримом будущем. Кроме того, в анализ добавлена установка типа MASLWR (см. Таблицу, тип 4), развитие которой по некоторым причинам не перспективно в долгосрочном, но перспективно в краткосрочном прогнозе. Однако именно такой тип установки наиболее реален для производства сегодня, как наиболее надежный, технологичный и хорошо изученный.
Table. Different types of NPP parameters:
Для установок типа GFR, LFR и SCWR вопрос изучения теплопроводности топлива, оболочек тепло-выделяющих элементов (ТВЭЛов) и поведения конструкционных материалов, коррозионная и эрозионная стойкость элементов АЗ и повеление материалов под воздействием жесткого излучения в АЗ стоит наиболее важно. Вторая основная проблема, утилизация, последующая переработка облученного топлива и его вторичное использование.
SCWR
В этом типе установок, интересным с точки зрения масштабирования и автомодельности экспериментови моделирования будут режимы изучения течений пара сверхкритических параметров в реакторе и в турбине, а также в возвратной ветви теплоносителя. Поскольку одно из современных воззрений на перспективный дизайн АЗ и топлива заключается в минимизации ТВЭЛов и применении топливной композиции с высокой проводимостью, то проектирование экспериментов с учетом высоких скоростей потоков в узких каналах довольно сложная и привлекательная задача для разработки.
MASLWR
Для данного типа реакторов наиболее интересным с точки зрения постановки экспериментов на модели и стендах будут режимы изучения течения одно и двухфазных потоков при обеспечении естественной циркуляции в первом контуре. А также сравнение топливных композиций и дизайн новых типов ТВЭЛ, с керамическим и металлическим топливом, а также изменение формы ТВЭЛ и их поверхности.
Остальные установки скорее экзотика, чем обозримая реальность, даже в самом смелом прогнозе развития техники и технологии, хотя работы ведутся и в других направлениях.
ЧАСТЬ 3: СИСТЕМЫ БЕЗОПАСНОСТИ
Отдельный разговор требуется про системы безопасности и вывод установки. Это касается работы систем при нормальном и при аварийном выводе. Предложенные схемные решения, на мой взгляд, совершенно не удовлетворяют необходимым и достаточным требованиям. Это пока в работе.
ДОПОЛНИТЕЛЬНЫЕ ЗАМЕЧАНИЯ К ОБЗОРУ И РАЗРАБОТКЕ:
Поскольку я не знаком со многими ограничениями накладываемыми стандартами NRC, если проблема с тем исчерпана, то, чтобы “напихать” в такую зону максимальное количество топлива в определенном количестве сборок вроде бы уже решена (по крайней мере так говорят расчетчики) при обогащении около 8% по U5, то далее возникают следующие вопросы:
- как конструктивно исполнить профилирование в 32 каналах? Это как раз технически не проблема. Вопрос в том, надо ли и сколько стоят материалы для этого. Размещение вполне возможно… но?
- как обеспечить максимальное выгорание до того, как нижняя часть АЗ начнет “газить”? Ну как раз комбинацией, поглотителей и регулированием. 6-7 приводов вполне достаточно, при условии наличия выгорающих поглотителей и “глубоком профилировании”… но?
ДОПОЛНИТЕЛЬНО ПОТРЕБУЮТ ОСВЕЩЕНИЯ ВОПРОСЫ:
- Алгоритмирования
- Оптимизации параметров.
Фото из частного архива автора.
(For additional information: www.NuScalePower.com and presentations)
ЧАСТЬ 2. КОНТУР И КОРПУС
Перейдем ко конструктивным элементам первого и второго контуров реактора NuScale. Температура перегретого пара и его параметры определены параметрами теплоносителя на выходе из АЗ. Они стандартны и определяются исключительно потребностями турбины? Обычно это так. Так я научил их и 10 лет назад. Но есть серия вопросов к конкретному проекту:
1. Витой, вокруг подъемной (тяговой) трубы ПГ вполне технологичная система, но тогда, конструкционный вопрос, как через навивку проходят тяги периферийных ИМ СУЗ? Или же периферийные сборки АЗ все-таки не регулируются?
2. Если нет, то тогда еще один конструкционный вопрос, как перегружается АЗ, если диаметр подъемной трубы существенно меньше полного диаметра АЗ? Потребуется удаление всего ПГ и всей внутренней начинки? Или же разъем по всему корпусу, поперек и выше верхнего уровня АЗ? Тогда как работает уплотнение? Как исполняются все работы в этой зоне?
При том, что все эти конструкции будут иметь существенную наведенную активность (и загрязнение), то хранить их придется в специальном бассейне, потребуется и специальное условие для переноса этих конструкций в бассейн. Не нашел в презентациях этого пространства/помещения в плане зданий АЭС. Оно предусмотрено? Думаю, что да, но хочется увидеть. Рассматривался ли вопрос применения т.н. «поворотной» зоны? Это может быть выходом для такой конструкции.
3. Каково обоснование надежности ПГ? Какое количество сварных швов и соединений ПГ и как расчитывается его/их надежность? Предусмотрена ли замена ПГ или глушение части трубок? Где? В каком месте могут быть исполнены такие операции? Какой уровень радиации в этом месте? По рассмотренным данным получается 2 секции ПГ?
4. Есть ли тяговые трубы у топливных сборок АЗ? Или же, расчитанного движущего напора достаточно и без них (см. выше часть 1 вопрос про нейтронно-физические процессы)?
5. Каков будет закон регулирования (LPT)? При постоянной средней температуре или при поддержании постоянной температуры на выходе? Ведь как раз второе существенно влияет на работу турбины, через повышение влажности пара и соответственно через эррозию лопаток последней ступени турбины.
Но, вполне вероятно, что в этой части основной вопрос даже не параметры, а скорее оптимизация количества агрегатов и узлов 2К с последующим переходом к анализу параметров установки. Тем не менее, вопросы существуют и вряд ли они решены полностью. А значит, вряд ли они учтены в экономическом обосновании цены одного kWt(а).
(For additional information: www.NuScalePower.com and presentations)
Начну критиканствовать и придираться с конца:
ЧАСТЬ 1: ПРО ЗОНУ
1. Начнем с того, что одним из основных преимуществ рассматриваемого реактора, назовем его условно SMR в версии NuScale (ну или нечто подобное), является предположение что удешевление проекта будет достигнуто за счет:
- возможности использовать стандартные компоненты для АЗ (кассет стандартного типоразмера для серийного BWR (17 x 17 FE grids, in 32 FA, 1/2 Hcore = 1.82 m)
- сравнительно небольшие массо-габаритные показатели корпуса, позволяющие легко изготовить и транспортировать корпус реактора SMR
- Второе преимущество, высокий уровень пассивной безопасности и использование 100% естественной циркуляции при нормальной эксплуатации и выводе, расхолаживании, и в аварийных ситуациях, при экстренном выводе установки;
- отсутствие возможностей для возникновения LOCA (это не касается одного проекта имеющего ПГ вынесенные из корпуса)
- высокий уровень внешней безопасности и сейсмоустойчивость (но разве этот вопрос не рассматривается и для «больших» установок?), да и важно это скорее благодаря дизайну здания и помещений, для размещения реакторов и оборудования, а не относительно самому дизайну реактора, которые, кстати, тоже подлежать первичному аудиту конструкции.
Прочие преимущества дизайна здесь не обсуждаются, так как не критичны для этого уровня рассмотрения. Но кроме презентаций интересно было бы сделать аудит реальных экономических расчетов и сравнений.
2. Собственно, по размерам АЗ реактора совсем уж малой не является. Примерно 1.4-1.50 m диаметр и соответствующая высота (см. выше). Такая АЗ размерами очень похожа на корабельные АЗ нового поколения (к примеру: Дcore ~ 1.5 m и Нcore ~ 0.9 m). За исключением того, что высота превышает указанную практически в 2 раза (?!). Несколько замечаний следует сделать дополнительно:
- проблемы неравномерностей нейтронного поля в зоне такого размера могут решаться несколькими путями: постоянным регулированием поля за счет СУЗ (но тогда их будет много, размещение приводов на крышке затруднено). Правда, это решаемая задача, да и оптимизировать их количество возможно
- Могут ли они выполнять совмещенные функции АЗ и регулирования? Возможно ли это по требованиям NRC USA? Это требует уточнения по “бумажкам”
- Конструктивным возвращением к «компенсирующей решетке»? А как быть с организацией ЕЦ?
- “глубоким” физическим профилированием АЗ. Экзотика с использованием редких материалов может быть весьма дорогой, тогда как борированная (B10) сталь дешева и может быть вполне приемлемым решением. На первый взгляд это вполне возможно, технологично, конструктивно и не дорого. Но на этот вопрос можно ответить точно только после детального расчета и сопоставления/анализа всех вариантов
- габаритами и конструкцией зоны, но в рассматриваемом случае, этот фактор критичен, так как есть определенные/заданные размеры АЗ, ниже которых многое, с т.з. экономики, вроде бы теряет смысл. Как мне кажется нужно продолжить исследования в области оптимизации параметров реактора и зоны
- рассматриваются ли реализаторами проекта пути «отступления»? К примеру, использование стандартных типоразмеров ТВЭЛов, с изменением дизайна ТВС?
3. Таким образом, вместо обоснованного использования «таблетки», предлагается дизайн в виде вытянутого цилиндра. Снова надо рассмотреть искажения нейтронного потока, но теперь по высоте. Их тоже придется компенсировать. Иначе, верх зоны практически не будет работать. Причин несколько. Первая, нахождение в верхней части АЗ кластеров СУЗ заглушающих реакцию «локально». Вторая, низ зоны, при выгорании будет существенно раньше накапливать продукты деления и надо помнить, что при таких размерах АЗ, процент негерметичных ТВЭЛов не будет минимален. Учитывались ли эти параметры при экономических расчетах? Предлагалось ли иное инженерное решение для профилирования «физического веса» стержней? Для изменения их геометрии? Учитывалось ли, что в АЗ к концу компании будет оставаться довольно много не использованного топлива, поскольку выгорание будет очень неравномерным?
4. Влияние термо-гидравлики на нейтронно-физические характеристики проектантами учтено? Зона с подкипанием и в зоне допускается некоторое наличие пара? Тогда, сразу встает вопрос об алгоритме управления и регулировании параметров.
Просмотрев 4 типа дизайна легководных реакторов SMR LWR развиваемые разными фирмами (NuScale, Westinghouse, B&W ALWR и HolTec HI-SMUR) , напрашивается вывод о примерной равенстве цены постройки одного такого реакторного блока. На это наталкивают следующие вполне данные:
- похожие массо-габаритные размеры блока (с кое-какими исключениями)
- похожие размеры зоны и их конструктив, число сборок
- практически идентичные теплотехнические параметры контуров (I и II), а значит размеры турбины и соответственно размеры и дизайн ПТУ.
Все 4 проекта легководных SMR имеют один основной посыл, что конструкция АЗ базируется на применении стандартных сборок 17×17. Отходить от этого судя по всему не хочется. В 2004 году я сказал научному руководителю, что вряд ли у них что-то получится без серьезных изменений. Поглядим.
(For additional information: www.NuScalePower.com and presentations)
