А как же оно тикает?

Цитата: OlegNZH-2 от 30.08.2024 17:18:10Водород - хитрый газ . Он восстанавливает оксиды с поверхности . И "лезет" в кристаллическую решётку  , "вытесняя" лишнее. Занимаюсь печами - там в среде водорода , например  и пайка за 1000С , и отжиг керамики под 2000C , и т.д. (Электроника в основном , но принцип понятен).
PS Но с ним хлопотно . Кислород противопоказан категорично . Хотя есть и исключения - в некоторых техпроцессах используется "увлажнённый" водород - (пропускается через воду) - именно для того , что-бы и немножко кислорода "взял" с собой.

Тут вопрос касается коэффициентов теплопередачи и сопутствующих неудобств.

Цитата: Пенсионэр от 30.08.2024 17:07:35Очевидно, что охлаждение водой эффективнее охлаждения газами. Видимо, есть подводные камни, которые так или иначе надо обходить - необходима высокая чистота воды, коррозионное воздействие, воздействие на материалы изоляции и т.д. Было бы всё просто, все бы генераторы имели жидкостное охлаждение.

На АЭС полно бидисциллята, т.е. воды, которую испаряют - осаждают - снова испаряют, таким образом получается "необходимая чистота воды", чтобы не было наведенной радиоактивности в 1 и 2 контурах, если речь о водо-водяном реакторе, или во 2 или 3 контуре, если речь о реакторах на быстрых нейтронах. Никто о простоте не говорит. На Белоярской используется турбогенератор ТЗВ-890, сейчас у "Силовых машин" есть более мощная ТЗВ-1200-2А. Материаловедение постепенно развивается, его достижения непрерывно внедряются, особенно в атомной отрасли.

Цитата: Пенсионэр от 30.08.2024 17:26:34Тут вопрос касается коэффициентов теплопередачи и сопутствующих неудобств.

Теплопроводность у водорода замечательная .. Но потом начинаются бяки ... Плотность , взрывоопасность , откуда брать .. Для серьёзных вещей - это решаемо и оправданно , по затратам .
PS Про воду . Там всегда присутствует растворённый кислород ..Хоть как дистиллируй . Значит- окисление .

Цитата: tigra от 30.08.2024 17:26:50На АЭС полно бидисциллята, т.е. воды, которую испаряют - осаждают - снова испаряют, таким образом получается "необходимая чистота воды", чтобы не было наведенной радиоактивности в 1 и 2 контурах, если речь о водо-водяном реакторе, или во 2 или 3 контуре, если речь о реакторах на быстрых нейтронах. 

А не стоит ли в реакторе БН задачи контроля образования/утечки водорода и не стали ли делать безводородный генератор, чтобы "не путаться в показаниях"?

Цитата: OlegNZH-2 от 30.08.2024 17:43:11Теплопроводность у водорода замечательная .. Но потом начинаются бяки ... Плотность , взрывоопасность , откуда брать .. Для серьёзных вещей - это решаемо и оправданно , по затратам .
PS Про воду . Там всегда присутствует растворённый кислород ..Хоть как дистиллируй . Значит- окисление .

Турбоагрегат на АЭС обычно меняют через 30 лет, у современных сталей скорость коррозии - несколько мкм/год. По всей видимости, скорость коррозии укладывается в расчетную величину и турбину списывают по другим причинам, чаще всего из-за того, что прогресс на месте не стоит и через 30 лет появляются более мощные и экономичные экземпляры и замена на новую турбину приводит еще и к увеличению мощности всей станции. Водород и примеси можно удалять мембранами/ионнообменными смолами, если это необходимо. Как на самом деле устроена данная турбина, лучше спросить у специалистов. Ссылку я дал, можете попросить брошюру, если есть телеграмм или электронная почта.

Цитата: Luddit от 30.08.2024 17:56:40А не стоит ли в реакторе БН задачи контроля образования/утечки водорода и не стали ли делать безводородный генератор, чтобы "не путаться в показаниях"?

Такая задача стоит на всех АЭС, безотносительно спектра используемых нейтронов. Реактор и турбина находятся в разных зданиях, можете посмотреть на фотографиях. Конкретно на БН-800, о котором речь, в качестве теплоносителя используется жидкий Na, корпус и внутрикорпусное оборудование - из стали, откуда там водород возьмется в больших количествах? В водо-водяных (ВВЭР) или уран-графитовых (РБМК) реакторах задача образования/утечки водорода гораздо актуальнее.

Цитата: tigra от 30.08.2024 18:04:29Конкретно на БН-800, о котором речь, в качестве теплоносителя используется жидкий Na, корпус и внутрикорпусное оборудование - из стали, откуда там водород возьмется в больших количествах? В водо-водяных (ВВЭР) или уран-графитовых (РБМК) реакторах задача образования/утечки водорода гораздо актуальнее.

Так в этом может и быть дело - что бить тревогу надо при гораздо меньших уровнях водорода, а его может и с соседнего здания надуть, если там водород в ходу - и получится ложный аварийный останов.

Цитата: Luddit от 30.08.2024 18:09:57Так в этом может и быть дело - что бить тревогу надо при гораздо меньших уровнях водорода, а его может и с соседнего здания надуть, если там водород в ходу.

На Кольской АЭС строят опытное производство водорода - 150т/в год, и для охлаждения турбогенераторов, и на транспортные нужды, и для поднятия КИУМ (чтобы реактор без потребителей не простаивал). Если бы Ваши опасения хоть чем-то подтверждались, подобного бы не делали.

Цитата: tigra от 30.08.2024 18:18:29На Кольской АЭС строят опытное производство водорода - 150т/в год, и для охлаждения турбогенераторов, и на транспортные нужды, и для поднятия КИУМ (чтобы реактор без потребителей не простаивал). Если бы Ваши опасения хоть чем-то подтверждались, подобного бы не делали.

Так я поэтому и спрашиваю, не может ли быть это связано с особенностями БН. На Кольской-то традиционные. Если они в нормальном режиме активно потеют водородом, то еще одно устройство под боком не мешает.

Цитата: Luddit от 30.08.2024 18:22:48Так я поэтому и спрашиваю, не может ли быть это связано с особенностями БН. На Кольской-то традиционные. Если они в нормальном режиме активно потеют водородом, то еще одно устройство под боком не мешает.

Если произойдет разгерметизация 1 контура и горячий натрий выльется на бетон, то может выделяться водород. Он же может выделяться, если будут протечки воды в контур с натрием или натрия в контур с водородом. Системы отслеживания концентрации водорода обычно ставят в обвязку с парогенератором, т.к. наиболее вероятная причина появления водорода - водо-натриевая реакция, а это значит, что достаточно серьезная авария с протечкой натрия в воду. Измерительные приборы засекают наличие водорода в районе 0,03г/c.
Если интересно, можете посмотреть вот такой курсовой проект в открытом доступе.

Цитата: tigra от 30.08.2024 18:50:37Если интересно, можете посмотреть вот такой курсовой проект в открытом доступе.

Из любопытного там:
"дополнительная «пассивная» защита из трех гидравлических взвешенных в потоке натрия поглощающих стержней, падающих в активную зону при снижении расхода до 50% от номинального"
"Для исключения попадания радиоактивного натрия первого контура во второй контур давления натрия второго контура принято выше давления натрия первого контура.", однако и второй контур  не так чтоб безобиден "Радиоактивность натрия второго контура 3,7*104 БК/час"
"Перед заполнением натриевые контуры вакуумируются, заполняются инертным газом (аргоном) и разогреваются. Разогрев реактора производится горячим газом с помощью систем газового разогрева. Остального оборудования и трубопроводов — с помощью электрообогрева до 250^оС."
"снижению удельной металлоемкости проекта (с 4.3 т/МВт (тепл.) в БН-600 до 2.7 т/МВт (тепл.) в БН-800)"

Цитата: Luddit от 30.08.2024 21:26:07Из любопытного там:
"дополнительная «пассивная» защита из трех гидравлических взвешенных в потоке натрия поглощающих стержней, падающих в активную зону при снижении расхода до 50% от номинального"
"Для исключения попадания радиоактивного натрия первого контура во второй контур давления натрия второго контура принято выше давления натрия первого контура.", однако и второй контур  не так чтоб безобиден "Радиоактивность натрия второго контура 3,7*104 БК/час"
"Перед заполнением натриевые контуры вакуумируются, заполняются инертным газом (аргоном) и разогреваются. Разогрев реактора производится горячим газом с помощью систем газового разогрева. Остального оборудования и трубопроводов — с помощью электрообогрева до 250^оС."
"снижению удельной металлоемкости проекта (с 4.3 т/МВт (тепл.) в БН-600 до 2.7 т/МВт (тепл.) в БН-800)"

1. Это улучшения по сравнению с БН-350 и БН-600. В них защита была активная, надо было вводить. Теперь делается автоматически, даже при аварии.
2. В натрии 1 контура могут быть посторонние примеси, поэтому давление во 2 контуре выше, чтобы этот более радиоактивный не попадал во 2 контур.
    Во втором контуре радиоактивность наведенная

ЦитатаПриродный натрий содержит только один изотоп – натрий-23.
В реакторах с натриевым охлаждением за счет реакции (n,2n) нарабатывается долгоживущий (2.6 года) натрий-22. Содержание этого радионуклида в натрии определяется не только его накоплением, но и выгоранием. Тип распада: β+. Время полураспада T1/2 – 2.6019 лет.

3. Заполнение аргоном делается для предотвращения образования окислов, которые трудно и дорого потом отчистить, проще не допускать образования.
4. Нержавейка и пр.металл дорог, материаловедение, расчетные программы и конструкторская мысль не стоят на месте. В БН-1200М металлоемкость будет еще меньше.

Цитата: tigra от 30.08.2024 22:08:574. Нержавейка и пр.металл дорог, материаловедение, расчетные программы и конструкторская мысль не стоят на месте. В БН-1200М металлоемкость будет еще меньше.

Тут было бы интересно место реактора по металлоемкости в ряду прочих, но имхо разный уровень систем безопасности сильно исказит картину.
Но можно оценить предложения типа "соберём шесть малых реакторов на одной площадке".

Цитата: Luddit от 30.08.2024 22:29:58Тут было бы интересно место реактора по металлоемкости в ряду прочих, но имхо разный уровень систем безопасности сильно исказит картину.
Но можно оценить предложения типа "соберём шесть малых реакторов на одной площадке".

1. Где Вы найдете 6 малых референтных (построенных и относительно безаварийно эксплуатируемых) реакторов, которые можно вживую увидеть и оценить?
2. БН-1200М пытаются приблизить к ВВЭР-ТОИ по этому параметру и вообще по цене за ГВт, если пойдут в серию, как предусмотрено в стратегии развития, будут дешевле. В стратегии РБН 2 станции 6 блоков, РБН-оптим 1 станция 1 блок. Под РБН там, скорее всего, БН-1200М, а под РБН-оптим - уже следующее поколение.
3. Без РБН уран-235 в разведанных запасах кончится через 100 лет, при их использовании - через 10000, поэтому можно им некоторую повышенную металлоемкость простить.
Но, как говорится: "совершенству нет предела".
И еще. Разные реакторы можно и нужно использовать для разных задач. Вот в СССР хотели отопление делать - атомные теплоэлектроцентрали в Горьком, Воронеже, Минске. Не срослось. Теперь на улучшенном технологическом уровне что-то подобное сделали в Китае на Тяньваньской АЭС - там пар от 2 контура 3 и 4 блоков к нефтехимическому заводу в Ляньюньган с 20240619 поставляется с расходом 600 т/ч при давлении 1,8 МПа на 23.36км

Цитата: tigra от 31.08.2024 11:44:58Почему делят еще на час, не знаю.

Видимо, какая-то внесистемная единица, введенная исключительно в рамках данной статьи.. 
И непонятно, то ли это объемная активность, то ли общая всего теплоносителя.

Цитата: tigra от 31.08.2024 11:44:58До 1975 года использовалась единица Кюри = 37 миллиардам БК.

Насколько я в курсе, пока в России Кюри как единицу активности никто не отменял.
Скриншот из постановления Правительства РФ от 13.10.2009 ниже
.

Цитата: Luddit от 30.08.2024 22:29:58Тут было бы интересно место реактора по металлоемкости в ряду прочих, но имхо разный уровень систем безопасности сильно исказит картину.
Но можно оценить предложения типа "соберём шесть малых реакторов на одной площадке".

Вас интересует металлоемкость вообще или удельная металлоемкость? Если удельная, на куб.м, МВт или еще на что-то?
Вот, например, Чукотская АСММ (по обсуждаемой, но еще не принятой схеме развития России) (Чукотский автономный округ, Иультинский район) -
в 2030 году планируется ввести 1 блок с реактором Шельф-М мощностью 10 МВт электрических 25МВт тепловых, кампания 8 лет
Длина «Шельфа-М» — 11 м, диаметр — 8 м, вес полностью подготовленного модуля вместе с реакторной установкой — 370 т.
Срок службы — 60 лет. Модуль можно перевозить с площадки на площадку — например, на барже, в том числе до истечения кампании - на замену.
Топливом будет диоксид урана в матрице из силумина — сплава алюминия с кремнием. Активная зона выполнена по канальной схеме.
Компоновка активной зоны и топливная композиция подобны тем, что применяют на атомных ледоколах.
Главный конструктор реакторных установок атомных станций малой мощности АО «НИКИЭТ» Куликов Денис Германович

Цитата: tigra от 07.09.2024 21:17:08Вас интересует металлоемкость вообще или удельная металлоемкость? 

Интересна сравнимая. То есть та же, какая приведена в том проекте. 
А вообще удельная, коли мы смотрим на атом как на спасение в эпоху окончания доступных дешевых ресурсов.
Или даже удельная энергоёмкость строительства с учетом срока службы, потому как на получение металла (и всякого цемента тож) надо потратить энергию.

Цитата: Luddit от 07.09.2024 21:34:57Интересна сравнимая. То есть та же, какая приведена в том проекте. 
А вообще удельная, коли мы смотрим на атом как на спасение в эпоху окончания доступных дешевых ресурсов.
Или даже удельная энергоёмкость строительства с учетом срока службы, потому как на получение металла (и всякого цемента тож) надо потратить энергию.

Не понятно, но очень интересно.
В каком "том проекте"? Разные проекты склонны публиковать разные характеристики, как раз, чтобы их не могли сравнить между собой.
Но, самое главное, типов физически работающих реакторов не так уж и много.
Если удельная, я просил конкретизировать: металлоемкость на 1МВт вырабатываемой энергии, на единицу объема (1 куб.м.), на единицу вещества (1 моль, если Вы смотрите на атом) и т.д.
У Шельфа примерно получается удельный вес 1,338 т/м3 если исходить из объема цилиндра(эллипса) 2pi*r*h=2*3,14159*4*11=276.43м3
Или 10МВт(эл)/276.43м3=0,036МВт/м3 (не путать с энергонапряженностью активной зоны, тут считается весь объем установки, а не объем АЗ)
Чем больше реактор, тем выше у него энергоемкость на единицу объема, просто из законов геометрии (размеры растут пропорционально какой-то величине, например, радиусу для сферической геометрии и радиусу и высоте - для цилиндрической или эллиптической, а объем - пропорционально кубу этой величины)
По удельной энергоемкости строительства Вам, наверно, только Файзуллин Ирэк Инварович (министр строительства и ЖКХ) сможет ответить, если захочет, слишком уж разнятся эти энергоемкости в различных регионах, я не говорю о различных странах.
Срок службы - тоже сферический конь в вакууме. Обычно на ввод того или иного реактора в эксплуатацию дают лицензию на определенное количество лет. А при приближении окончания срока - проводят технические и технологические работы по продлению, причем, продление зависит от очень многих факторов. В первую очередь от коррозионной и нейтронной стойкости выбранных конструкционных материалов, от соблюдения всех технологических норм при производстве и эксплуатации и пр.
Например, у БН-800 срок эксплуатации - 45 лет, а у ВВЭР-ТОИ - уже 60 лет с правом продления на 40 лет, у Шельф-М - тоже 60 лет, но кампания (промежуток между перезагрузками топлива, 8 лет, а у ВВЭР-ТОИ - сначала было 12, а сейчас, по-моему, 18 месяцев)
Если для БН-1200М к моменту разработки технической документации подберут стали с сопротивлением коррозии в натрии и повышенному нейтронному облучению, соответствующему 60 годам эксплуатации, БН-1200М приблизится по срока эксплуатации к ВВЭР-ТОИ, чего все и добиваются. (по стоимости тоже очень хотят приблизиться).
А экономику быстрых реакторов на свинце, аналогом БРЕСТ-ОД-300, только предстоит оценить. Естественно, есть планы на масштабирование и его.
На атом смотрят как на спасение не только в эпоху окончания доступных дешевых ресурсов, но и в эпоху доступных дорогих ресурсов, и в следующую.
Если все пойдет, как задумано, ресурсная база атомной энергетики увеличится почти в 100 раз (на самом деле 138,(8) раз) со 100 лет до примерно 13888. А за эти оставшиеся 13888, надеюсь, доведут до ума термоядерную энергетику или гибридную.

Малые и средние реакторы не экономичнее больших, но могут покрыть соответствующие потребности промышленности или экономики или освоения новых территорий без излишних и чрезмерных (при строительстве больших реакторов) капитальных затрат.
По-существу, референтных малых реакторов - кот наплакал. У нас КЛТ-40С на Ломоносове (экспортировать нельзя из-за высокого обогащения) - аналог 
ядерных установок ледоколов "Таймыр" и "Вайгач", только на Ломоносове мощность 32МВт электрических, а на ледоколах была 36МВт - чуть уменьшили для надежности.
Следующая веха в этом ряде - РИТМ-200(С-судовые или Н-наземные или М-модернизированные) - на базе реактора ледокольной серии 22200 (ЛК-60Я) типа "Арктика", потом РИТМ-400 - на базе ледокольной серии (ЛК-120) "Лидер"

Цитата: tigra от 07.09.2024 22:34:59Не понятно, но очень интересно.
В каком "том проекте"? 

На который вы давали ссылку.

Цитата: Luddit от 07.09.2024 22:52:05На который вы давали ссылку.

Я давал ссылку на концепт, на статью в журнале "Атомная энергия" от апреля 2023 года. Там до реального проекта очень далеко, ввиду неумения и нежелания различных министерств договариваться. Если его, вдруг, реализуют, кто будет отвечать за выход из строя газовой части?
На законодательном уровне это не прописано, никто на себя ответственность брать не будет.
И, самое главное, во всем нужна постепенность. Сначала пусть запустят обычный БРЕСТ-ОД-300, а модернизировать его уже можно будет потом по результатам работы основного оборудования.
Среди малых реакторов есть еще газовые. Сейчас Китай строит на Shidao Bay газовый высокотемпературный реактор (теплоноситель 1 контура - гелий при 750С) HTR-PM200 мощностью 210МВт, вернее, там 2 реактора будут работать на 1 турбину 210МВт, а в промышленном варианте - 6 газовых реакторов на 1 турбину 600-650МВт. Но его строят с 2012 года, вроде, к сети первый из 2х реакторов подключили 20 декабря 2021 года. Но, опять-таки, это экспериментальный реактор. Все данные по надежности, энергоемкости, экономичности и пр, только нарабатываются. Когда наработаются, можно будет сравнивать. А пока одни прожекты, а работающих - с гулькин нос. И, чем больше хайпа, тем меньше за ним стоит реального опыта эксплуатации.