Comments 94
Думаю в этом и соль модульного решения — все работы с потрохами в одном месте а работают модулим там где нужна энергия.
Вот аварийный (запроектная авария имеется в виду) модуль — это ИМХО серьезная проблема…
В ТЭС-3 реактор поменьше и по ширине габариты в размерах танка.
В активной зоне реактора, имеющей форму цилиндра высотой 600 и диаметром 660 мм, размещены 74 тепловыделяющие сборки с высокообогащенным ураном.
реакторный самоход снабжен транспортируемой биологической защитой, позволяющей производить монтажные и демонтажные работы уже через несколько часов после остановки реактора, а также перевозить реактор с частично или полностью выгоревшей активной зоной
Ну если с реактором все в порядке (не аварийное завершение работы) то какзалось бы: как с завода тушкой привезли так обратно на завод и отвезти можно. Только выдержать придется, а то биозащита для обратной транспортировки нужна будет большая и тяжелая.Всё бы хорошо, но в реальности не так. Это не «капсульный» реактор, который заправляется на заводе один раз на весь срок службы:
Думаю в этом и соль модульного решения — все работы с потрохами в одном месте а работают модулим там где нужна энергия.
Fuel: Standard LWR fuel in 17 x 17 configuration, each assembly 2 meters (~ 6 ft.) in length; up to 24-month refueling cycle with fuel enriched at less than 5 percent
То есть не реже, чем раз в два года реактор надо останавливать, вскрывать, и заменять топливные сборки, а отработанные несколько лет держать в бассейне выдержки, а потом отправлять на завод для переработки…
Это будет полноценная АЭС, только реакторы меньшей мощности, зато их 12 штук.
Какие к черту капсулы если из раз в два года надо раскупоривать. Это ни чем не отличается от обычного ВВР реактора. Который равную мощность обеспечит одним или парой реакторов вместо этих 12-и.
Вон вояки делают реакторы со сроком службы реактора с одной заправки = сроку эксплуатации АПЛ. Они понятно деньги считают чисто теоретически в своих решениях. Но вот в таком режиме был бы смысл в капсуле (у вояк то капсула дорогая выходит — целая АПЛ).
Вон вояки делают реакторы со сроком службы реактора с одной заправки = сроку эксплуатации АПЛ.Почему же? Вырезали и заменяли реакторный отсек целиком. И на атомных ледоколах тоже.
Во всех остальных судах и субмаринах если реактор накрывался (хорошо если без взрыва или разрушения) то списывали судно. Когда один раз рвануло так там не только подлодку на которой реактор взорвали, но и соседнюю списали ибо «светилась по ночам» не хуже аварийной.
В АПЛ отсеки с реакторами вырезают обычно при их утилизации. Хотя допускаю что пробовали так и ремонтировать, но ИМХО так делать — слишком дорого, неоправданно.
Но раньше в судовых реакторах меняли топливо регулярно (собственно во время замены и рвануло один раз), теперь же говорят о том, что можно один раз загрузить и лет… много (не помню точно) ходить на этом реакторе без замены топлива в нем. И сроки там соизмеримые со сроком эксплуатации самой АПЛ.
Существует проект «Гиперион», там реактор не просто капсульный, но и не требующий постоянного персонала. Он ещё и значительно меньше этого, но в нём, как я понимаю, насосы первого контура и теплообменники первого контура монтируются рядом с реактором, в бетонированной реакторной шахте, но вне корпуса реактора. Длительность компании Гипериона обозначена «не менее пятнадцать лет», и в это время никаких дозаправок и вскрытия реактора не предусмотрено. После вывода из эксплуатации реакторная шахта засыпается грунтом, пока радиоактивность реактора не уменьшится, а рядом в новой шахте запускают новый реактор. Насосы и теплообменники второго контура, и турбогенератор находятся снаружи, на поверхности земли.
Я предполагаю, что грунтовая пробка выше выведенного из эксплуатации реактора просто чтобы затруднить доступ к нему. на время выдержки после работы.
Даже если устройство чисто механическое, его может заклинить. Так что абсолютной надежности в любом случае не будет
Эксперимент не зря проводили именно в то время
Но не в том месте. Что мешало «во глубине сибирских руд» ставить такие эксперименты?
У меня на это фантазии не хватает. Засекретить — могли, скрыть — нет.
З.Ы.
Повторяю, не течь, не разрушение, а взрыв ядерного реактора.
Тут как бы и не нужна фантазия. Доствточно знать что есть такое понятие как МПА(максимальная проектная авария) которая предусматривает разрушение реактора/активной зоны но не допускает утечку радиации. По этой схеме было "взорвано" много реакторов, в том числе и недавние инценденты на АПЛ. Ситуация с Чернобылем да и Фукусимой тоже несколько иная — вданных случаях произошли запроектные аварии. Т.е. не предусмотренные проектом. Они произошли с разрушением биологической защиты. Да и как сказать, взрыва реактора как такового небыло — взорвался лишь водород, разрушив оболочку реактора…
В случае Чернобыля взорвался именно реактор, да и на ТримайАйленд, помнится, произошло разрушение наружных трубопроводов первого контура. А на первых атомных подводных лодках разрушения реактора часто не было, но требовалась вентиляция реакторного отсека, что вызывало заметный радиоактивный след.
Собственно, об этом радиоактивном следе я и говорю. Аварию-то можно засекретить, а скрыть радиационный след серьёзной аварии практически невозможно. Это только в последнее время начали делать относительно безопасные реакторы для лодок, в которых разрушение активной зоны не вызывает выхода радиации наружу.
Знает такую тему как fish-bone анализ. Там по сути есть потолще и потоньше косточки но все они ведут к «позвоночнику» по которому и происходит тот самый трагический путь к большой Ж.
Даже если устройство чисто механическое, его может заклинить. Так что абсолютной надежности в любом случае не будетС некоторых пор, об этом думают заранее. Например, под активной зоной в корпусе реактора предусмотривают свободное место, а снаружи вода. Если стержни заклинило, то активная зона расплавится, кориум (расплавленная активная зона) растечётся по днищу реактора тонким плоским блином. Цепная реакция прекратится, кориум останется внутри корпуса реактора и, спустя некоторое время, затвердеет. Да, это будет серьёзная авария, реактор полностью выйдет из строя, но радиация останется в реакторе.
Надо просто вырыть под реактором шахту глубиной в километр, и при всех нештатных ситуациях тупо сбрасывать его туда. Опасность ведь представляет не сам взрыв (точнее, расплавление реактора, хотя и радиоактивное облако тоже опасно), а что потом вся эта масса будет десятилетиями греться и загрязнять почву, воду, воздух. И ничем невозможно ее заглушить. А так получится автоматическое захоронение, хехе. Технически, реактор можно подвесить над шахтой на балках, которые расплавятся при повреждении реактора, и он упадет.
Вы наверное с порядком ошиблись. 1 км это не так и много. Таких шахт масса.
+30..35 максимум без вентиляции воздухом.
И да… там бывает вода..
Для тепловых насосов и геотермальных электростанций температуры выше на порядок не нужны.
Вариант только шахта глубиной 10-20км, абсолютно надежная
Боюсь что не вариант.
В России самые глубокие шахты добывают уголь с глубины немного более 1200 метров.
Шахта Мпоненг
Место нахождения: ЮАР
Глубина шахты: 3800 м
Западная шахта глубокого залегания
Место нахождения: ЮАР
Глубина шахты: 3900 метров
Шахта Витватерсранд
Место нахождения: ЮАР
Глубина шахты: 4500 метров
Шахта Тау-Тона
Место нахождения: ЮАР
Глубина шахты: 5000 метров
Кольская экспериментальная опорная сверхглубокая скважина (СГ-3)
В результате бурения, которое с перерывами велось с 1970 по 1991 год, глубина скважины составила 12 262 метра; диаметр верхней части — 92 см, диаметр нижней части — 21,5 см. После ряда аварий в 1994 году скважина была закрыта.
Боюсь цена электроэнергии с АЭС оборудованной такими шахтами безопасности будет немного «дороговата». если конечно из этих шахт попутно не добывать что-то ценное.
.
После аварии в Чернобыле общество было сильно против. А позже достраивать уже не стали.
ВАСТ был в большей готовности, в 91 году остановили стройку под вопли тогдашних демократов, потом через 15 лет начали сначала дербанить инфраструктуру, было почти готово тепловое кольцо на правом берегу воронежского водохранилища, ну а года 2 назад решили разбирать и саму станцию.
И в Архангельске планировали ПОСЛЕДОВАТЕЛЬНО с городской ТЭЦ.
В ВАСТ 2*500МВт тепловой мощности (до ~300-350МВт электрической) вместо пустого обогрева ванны охлаждения НВАЭС.
т.е. дожигать в 2х 500-ках твэлы, отработавшие на обычной аэс, вырабатывая для собственных нужд и соседнего микрорайона электричество и обогревающей город-миллионник. т.к. уже к 95 году планировали с вводом ВАСТ перевести на капремонт ТЭЦ-1 и ТЭЦ-2.
Которые так «фонят» что десять лет хранятся рядом с реактором в бассейне выдержки непосредственно возле реактора из которго извлечены?
Блоки ВАСТ это по сути просто «дефорсированный» реактор ВВЭР-1000 с усиленной безопасностью.
«дефорсированный» реактор ВВЭР-1000 с усиленной безопасностью.
Как то трудно себе представляю такую «дефорсированность» при которой из системы убраны ГЦН первого контура (в АСТ-500 циркуляция теплоносителя первого контура — естественная конвекция) и теплообменники второго контура засунуты в гермо-объем реактора.
ИМХО там от обычного ВВР практически только корпус, да и тот без выводов под толстенные трубопроводы для циркуляции в первом контуре. Там в том и соль была что трубопроводы малого диаметра из этого объема выходят и уже сразу с теплоносителем второго контура.
А тут как бы совершенно другие принципы и конструкция — вот это и вызывает у меня когнитивный диссонанс со словом «де-форсированный».
Но, в общем — да, одной прошивкой контроллера для де-форсирования изначально форсированного двигателя не обойтись. Только если «форсировали» на коленке.
При этом у меня несколько скептический комментарий на эту тему: хочется немного больше информации. Например Обнинская АЭС давала 5 Мвт энергии, а Фукусима от 439 до 1339 Мвт в зависимости от энергоблока (Вика, чмоки). Чисто для сравнения мощностей. Т.е. идея разработки в том, чтобы в малом и относительно удобном размере для перевоза продавать 50 Мвт энергии…
Обнинскую закрыли через 48 лет, а срок эксплуатации АЭС в целом — примерно 50 лет для станции. А сколько эти реакторы прослужат, действительно не сказано. Следовательно, возникает вопрос, о времени и месте применения таких «горячих малышек». Ну и безопасность — ничего нового: водо-водяные реакторы ВВЭР, как у Фкусимы и прочих прочих, но только компактнее.
В небольших городах применение возможно. Но не проще ли в таком случае в городах использовать мусоросжигательные заводы по типу Фильборны (Filbornaverket) в Хельсингборге? С другой стороны, да, можно использовать несоклько таких «малышек» для производства чего-нибудь. Но тем не менее, риски взрывов от этого не уменьшатся (ну и всякие прочие издержки… ), особенно, если при транспортировке что-то повредят. Пока для себя не увидел значительных преимуществ.
Сам считал что такие реакторы перспективны, но история про аварию на SL-1 поменяла эту точку зрения https://youtu.be/_bDIXK30TlA
среди мест где я работал, было очень забавное место — маленькое КБ (СКБ Турбонагнетателей, г Пенза). Вначале оно показалось мне очень притягательным — там я почувствовал запрос на мои знания и мой профессиональный потенциал. Но вот для чего был этот запрос? Когда я присмотрелся там поподробнее — как оказалось ту контору ( хорошее хлебное место) возглавляли несколько «звезданутые» руководящие деды, крайне склонные к идиотскому авантюризму… И публика там кучковалась там соответствующая — особенно на производстве — весьма склонная «на все положить» а местами проявить инициативу и выдать какой-нибудь идиотизм.
И вот сейчас нам предлагают толкать лозунг — «Дадим Атом в массы!»
Чисто статистически где-то там может образоваться небольшое хлебное место и скучковаться разъудалая компания идиотов с инициативой и тягой к опытам.
Проект с бюджетом в $6,1 миллиарда насчитывает 12 малых модульных реакторов и должен завершиться в 2030 году. Под строительство подготовили площадку в 13 га.Может это не все цифры, но пока выглядит как-то не очень.
Если учесть, что
Текущая модель рассчитана на 50 мегаватт энергии, а уже в 2022 году будет рассмотрена заявка на реактор мощностью в 60 мегаватт.то получается, чтобы разместить реакторов на 700МВт, нужно $6,1 миллиарда и аж 13 га площади. Современные ВВЭР-1200 обходятся немного дешевле и дают больше мощности.
Рассмотренный здесь реактор — это примерный аналог российского реактора КЛТ-40С (даже не почти готовый РИТМ-200) который стоит на всех ледоколах и ПАТЭС в Певеке и принципиально не сильно от него отличается.… маленькая активная зона подразумевает большое обогащение (~ 20%) и дорогое топливо. Реакторы с АПЛ типа ОК-650 вообще очень сильно отличаются от реакторов для ледоколов у них обогащение топлива до 80%. Как правило они одноразовые. После 7-8 лет эксплуатации реактор просто вырезается и сбрасывается на глубине. А на его место ставится новый.
Реальная перспектива энергетики это натриевый реактор на быстрых нейтронах он позволяет иметь Т = 500-600 градусов что позволяет использовать его в промышленности (например на НПЗ/химпром) (ВВЭР даёт температуру Т =330 С + этот реактор может использовать в качестве топлива отработанное топливо ВВЭР при этом отработанное топливо БН — является топливом для ВВЭР!!! на 1 реактор БН надо будет иметь 2 ВВЭР.
В качестве транспортного и реактора для химпрома — самый перспективный это СВБР-100 – свинцово-висмутовый быстрый реактор мощностью 100 МВт — у него и ещё более высокая температура на выходе — пара таких реакторов на опреснителе в Крыму — залили бы его чистейшей дистиллированной водой. Реактор давно доведён до ума и абсолютно безопасен — причина не внедрения — таже что и не использование давно готовых двигателей — ПД-14 — бесконечные перелицензирования и сертификации — а по факту — саботаж.
Для охлаждения в воду добавляют бор, который поглощает нейтроны. Однако при переходе в парообразное состояние концентрация вещества существенно снижается. Когда бедный бором конденсат поступит в активную зону, то он может спровоцировать ускорение ядерной реакции.То есть если будет авария с потерей теплоносителя то эта штука в разгон пойдёт? Ну и в целом по факту терять нейтроны(и поглотитель) в теплоносителе из-за его состава смотрится немного дико если конечно речь о боре-10.
К примеру как на ядерном объекте Токаймура, когда фраза «Да ты успокойся, я сто раз это делал!» осветилась изнутри волшебным черенковским излучением.
Что-то непонятно!
Если теплоноситель — вода с бором (борной кислотой), то ведь бор — это расходник!
Он захватывает нейтрон, 10B + n → 11B → 7Li + α + γ.
И всё, нет у нас больше борной кислоты, зато есть литиевая щёлочь и перекись водорода.
Получается, что у реактора есть бачок с AdBlue борной кислотой, из которого он восполняет концентрацию в теплоносителе?
По «Правилам ядерной безопасности ПБЯ РУ АС-95» например с любой реактор должен и иметь 2 независимые системы управления реактивностью (мощностью реактора)
1. Каждая из которых должна иметь возможность самостоятельно остановить реактора
2. они должны быть полностью независимые друг от друга
2. эти системы построенные на разных физических принципах
Этих систем 2:
1. Система борного регулирования — когда в теплоносителе изменяется концентрация бора с 12 грамм на 1 кг воды (при пуске) до 0.1 грамм /кг (когда топливо в реакторе почти выгорело). При нарушении Пробелов Безопасной Эксплуатации (термин ПБЯ) — из дополнительных баков в Активную зону вводится раствор воды с концентрацией бора 40 гр/кг — из специальных Гидроёмкостей САОЗ (системы Аварийного Охлаждения Активной Зоны) и прекращается ядерная реакция и охлаждается Активная Зона.
2. Стрежни АРК (другой физический принцип!) — которые проходят через всю Активную Зону — фактически стальные болванки из сплава железа с бором подвешенные на электромагнитах. При отклонениях в технологических параметрах блока (повышение давления, температуры 1го контура, отключение турбины) срабатывает защита, электромагниты обесточиваются и стрежни под собственным весом погружаются в Активную Зону и гасят Цепную реакцию
PS там выше интересовались сколько реакторов нужно для того чтобы Крым обеспечить водой — я больше 1го комментария в сутки писать не могу поэтому отвечу здесь прицепом
www.atominfo.ru/news/air3534.htm
Прикидочный расчет
реактор БН-350, АЭС в Шевченко — эл мощность 350 МВТ, тепловая 1000 МВТ, 120 000 м3/воды в сутки
Блок ВВЭР-1200 мвт ~ 500 -600 000 м3/сутки их строят парами.
Итого 1 000 000 — 1 200 000 м3 (тонн) дистиллированной воды в сутки, крымский канал давал максимум 1 300 000 м3/сут днепровской воды загрязнённой пестицидами и удобрениями.
+ можно менять параметры меньше электричества больше воды, больше электричества меньше воды.
Сейчас Крым потребляет 1000-1100 МВт, с Крымской АЭС потреблял бы ~ 1500 + 500-900 экспортировал бы на Кубань. но не надолго т.к. потребление в частном секторе растёт примерно на 10% в год — это компенсирует падение потребления в промышленности и внедрение энергосберегающих технологий. Грубо говоря кода люди купили светодиодную лампочку которая потребляет в 10 раз меньше они вообще перестали выключать свет кода выходят из комнаты.
В нынешнее время проблема с водой Крыма в основном в воровстве и коррупции.
Для охлаждения в воду добавляют бор, который поглощает нейтроны. Однако при переходе в парообразное состояние концентрация вещества существенно снижается. Когда бедный бором конденсат поступит в активную зону, то он может спровоцировать ускорение ядерной реакции.
То ли переводчик накосячил, то ли в пресс-релизе пургу гонят...
- Для какого-такого "охлаждения" в воду добавляют бор? Не тот глагол взят?
- Какой такой пар, если написано "reactor pressure vessel" и в ролике, вроде, говорят, что в парогенератор поступает горячая вода первого контура?
- Ладно, берём случай аварии с разгерметизацией "прочного" корпуса реактора и вскипанием воды первого контура. Если конденсат (пар) обеднён бором, то, значит, горячая вода на дне "reactor pressure vessel" (у активной зоны) перенасыщена им? Или нет?
Малый ядерный реактор NuScale Power получил одобрение регулятора США