Ядерная и углеводородная энергетики

Цитата: графит от 26.09.2018 21:34:55Там были потери на корону - это не имеет отношения к нагреву. В двух словах при напряженности поля выше определенной величины вокруг проводника возникает коронный разряд, на поддержание которого и уходит энергия. Для уменьшения этого эффекта проводник расщепляют на несколько проводов, что бы увеличить геометрическое сечение и снизить напряженность поля. Поэтому на линиях выше 110 можно встретить 2, 3 и более проводов в фазе.

В электротехнике всю эту сложную физику свели к реактивным потерям и так и преподают линейщикам.

Когда запустили первую длинную линию на 500 Кв про корону еще не знали. Запитали линию - а на приемном конце 0А. Все уходило "в воздух".

Под линиями 1150 животные ходили нормально, просто там трава или стерня после выкоса "щипала" током - напряженность эл. поля была заметно высокой под линией. Вот этого живность и избегала. А так зимой бегали и зайцы и олени без проблем.

     А я про коронирование не писал разве? А в "Правилах эксплуатации электроустановок потребителей" прямо пишется, что для определения  наличия, отсутствия напряжения на ЛЭП-330 и выше достаточно наличия или отсутствия коронирования. ЛЭП-330, даже не 500. 
     ПС: А нагрев есть всегда. И потери на нагрев тоже. И гонка напряжений началась именно из-за этого. Потому как для передачи большой мощности надо или увеличить силу тока и соответственно сечение провода (а это вес), или увеличить напряжение.

Цитата: графит от 26.09.2018 21:24:23Да нет, там вопрос не в прибыли и налогах. Европа у Украины покупала и наверное по прежнему покупает эл. энергию с Бурштына.

Если бы у нас покупали, то в Калининградской области давно построили бы АЭС, не подключали бы ее к нашим сетям, а только к польским.

Цитата: mse от 26.09.2018 21:24:42Не... В бытность нефти 100+ за бочку, наши гнали дизтопливо в Эуроппу так, что те были на грани закрытия своих НПЗ. И мукой-комбикормом тоже торгуют. Тока бизнес этот весьма своеобразный. Чужой туда не пролезет.
Просто торговля сырьём, это торговля нефтедобытчиков, а отрговля бензином, это торговля нефтепереработчиков. Даже у вертикально-интегрированных, логистика и прочее организационное может играть по разному. Потому и бывает невыгодно гнать готовый продукт.

Я и сейчас в магазине могу купить литовскую муку. Но в основном торгуют нефтью и зерном. Продукт переработки скорее исключение, чем правило. 
Дешевле платить зарплату условному индусу и не заморачиваться на экологические нормы в стране третьего мира, чем заниматься нефтеперегонкой посреди Европы. Но кто ж это бизнесу даст?

Цитата: ДядяВася от 26.09.2018 22:24:20Это не игра слов и не только устоявшаяся терминология, а совершенно разные технологические процессы, начиная с раздельного выделения урана и плутония.



Не переносите своё, личное понимание  на некоторых. Пишите ИМХО.

Это, опять же, Ваше понимание ЗЯТЦ и МОКС.
На самом деле, под ЗЯТЦем подразумевается, кроме фабрикации ЯТ и радиохимии, обязательное звено БР, где происходит расширенное воспроизводство делящихся материалов. В этом случае возможно полное использование энергетического потенциала U-238 (Th-232). И МОКС-топливо это неотъемлемая часть этого ЗЯТЦ.

В чём плох (принципиально) Ремикс - природный уран ёк и АЭ тем же тазом.

Это тоже Ваше понимание ЗЯТЦ, точнее - замкнутости. Вы под ним понимаете "зачеркивание" "голубеньких":

(Видите заголовок? "ЗЯТЦ с БР", Т.е. ЗЯТЦ без БР тоже известен, иначе БР не упоминали бы. )
Идея ЗЯТЦ проста как апельсин - традиционно, в разомкнутом цикле, уран и плутоний ОЯТ попадали в отходы, при замыкании - они отправляются на фабрикацию топлива. Вот и вся суть замкнутости - реинтеграция в новое топливо урана и плутония перерабатываемых ОЯТ, а не помещения их в отходы. Без бридеров требуется подпитка свежим топливом, с бридерами - подпитка никуда не исчезнет - 238-м ураном придется "подкармливать", в виде непосредственно природного урана, либо из хвостов обогащения. 
Т.е. ЗЯТЦ с бридерами может позволить отказаться от этапа обогащения, а ЗЯТЦ без бридеров отказаться от обогащения не может. Сам же ЗЯТЦ существует и там и там. И Ремикс-топливо - это уже ЗЯТЦ, не смотря на добавку свежего урана основой топлива служат уран и плутоний ОЯТ, именно они замкнули топливный цикл уйдя на фабрикацию, а не в отходы.
 
И МОКС как технология "утаптывания" в трубу оксидов металлов к виду ЗЯТЦ (расширенного воспроизводства или нет) прямо не относится и существует в его составе или отдельно от него - вполне можно "утаптывать" смесь оксидов урана оружейного и из хвостов обогащения и оружейного же плутония. В этом смысле Ремикс-топливо как раз и создано по технологии МОКС в рамкмх ЗЯТЦ.
 
Резюм: Замыкание топливного цикла в отечественных АЭС уже свершилось - загрузкой Ремикс-топлива в Балаковку. Следующий этап развития ЗЯТЦ - выделение урана и плутония из всего объема нарабатываемого ОЯТ, с последующей фабрикацией топлива из них. И еще следующий - строительство бридеров в таких количествах, что даст возможность отказа от обогащения природного урана для фабрикации топлива АЭС. 

Цитата: SergeyT от 27.09.2018 09:18:09Изоляция ладно, она практически однородна по структуре. Но ведь ещё и токопроводящая жила есть, как источник температуры. У алюминия и сшитого полиэтилена коэффициенты температурного расширения очень близки, в отличие от пары медь / сшитый полиэтилен. При большой протяжённости кабеля нужно компенсировать эту разницу

Изоляция не ладно, а основной элемент кабеля.
Коэффициенты: медь - 17, алюминий - 22. Т.е. если использовать Ваши данные по сшитому полиэтилену, то медная жила будет обеспечивать небольшое сжатие изоляции в осевом направлении, что для нее благо. На самом деле ноу-хау нексанов и асеа-браун-бовери как раз в придании сшитому полиэтилену такого же коэффициента расширения, что и у токопроводящей жилы. В этом полиэтилене для достижения такой цели куча добавок, в том числе и экзотических, поэтому голыми руками этот полиэтилен трогать не рекомендуют.

Цитата: SergeyT от 27.09.2018 12:06:26Производители считают, что первична именно защита от повреждений. Повышенная стойкость к механическим нагрузкам - бесплатное дополнение

        То, что у вас процитировано - это не для морских силовых кабелей. Просто прикиньте усилие на разрыв действующее на кабель, даже в воде, от полутора-двух километров того кабеля свисающих с кабелеукладчика. А изоляция не должна испытывать растягивающих нагрузок. Соответственно и токонесущие жилы тоже не должны.

Цитата: Alex G U от 27.09.2018 14:31:18Нафига три провода в кабеле?  По одному проводу передавать выгоднее и лучше постоянный ток!

Чем ближе друг к другу токопроводящие жилы, тем меньше магнитное поле вокруг линии и, соответсвенно, ее индуктивное сопротивление.  

Цитата: SergeyT от 27.09.2018 12:06:26Производители считают, что первична именно защита от повреждений. Повышенная стойкость к механическим нагрузкам - бесплатное дополнение

Как бы если мы посмотрим на разрезы, то мы увидим стальные проволоки, идущие вдоль кабеля. Они воспринимают на себя нагрузку, растягивающую кабель и никак не противодействуют сжимающим кабель нагрузкам. Я не спец по морским, но сухопутных "закопал" немало. Тонкость в том, что (сухопутный) кабель как правило укладывается в трубы (проколы под дорогами, под речушками, под другими линейными объектами). Да и в траншею он укладывается не качением катушки, а вытягиванием лидером. Т.е. катушка с кабелем стоит неподвижно, а тросом и лебедкой кабель протягивается на всю строительную длинну. В результате головная часть кабеля должна выдерживать все усилие тяжения всего кабеля по всем обводящим роликам и трубам. Так что "защита от повреждений" - это бесплатный для производителя бонус. Но если с заказчика за это можно взять еще несколько денег - возьмут, и будут в буклетах писать про эту защиту.  (Ни разу не защитившую кабели от экскаваторов, например. )

Цитата: ILPetr от 27.09.2018 06:44:43(Видите заголовок? "ЗЯТЦ с БР", Т.е. ЗЯТЦ без БР тоже известен, иначе БР не упоминали бы. )

Идея ЗЯТЦ проста как апельсин - традиционно, в разомкнутом цикле, уран и плутоний ОЯТ попадали в отходы, при замыкании - они отправляются на фабрикацию топлива. Вот и вся суть замкнутости - реинтеграция в новое топливо урана и плутония перерабатываемых ОЯТ, а не помещения их в отходы.

Плутоний на входе в тепловой реактор и на выходе из него, две большие разницы, т.к. происходит накопление чётных изотопов (и МА), которые, как доказали учёные, не делятся в тепловом спектре.

Поэтому французы, МОКС топливо "пропускают" через "тепловой" реактор только один раз и всё. Дальше ОЯТ не перерабатывают. Топливный цикл не замыкается. 

Добавка "недогорелого" урана ситуацию не улучшит. Добавка обогащённого урана несколько улучшит ситуацию, позволив (может быть) ещё раз прогнать топливо через реактор.

Однако нужно учитывать и тот факт, что "эксплуататоры" тепловых реакторов, наровят выжать из топлива последние соки, увеличивая глубину выгорания , тем самым оставляя содержание U-235 в ОЯТ чуть не ниже природного.

Цитата: Danila96 от 25.09.2018 05:47:18А как же вариант экспорта лектричества с Балтийской АЭС еврососедям?
ЕМНИП, такое было в планах, до момента заморозки строительства.

 даже денег в землю зарыли,  к счастью не много...Потом Евросоюз с Литвой просто сказали что мы прибалтику переведем из ЕЭС в ENTSOE и тут же дернули стоп кран...Вообще тем строительства великой суверенной энергетической наноимперии -откровенно заипала..это консервация политики нефтянной иглы...это воровство у будущих поколений- нас 140 миллионов человек в европе 700- мы из процентов на 30 ;(если не больше;) обеспечиваем энергоресурсами - то есть еще 210 миллионов человек. Если бы нефтянные месторождения сибири мы одни потребляли - то нам бы их хватило на 100 лет, а ввиду политики экспорта энергии только на 40...как-то так

Цитата: графит от 26.09.2018 21:24:23Да нет, там вопрос не в прибыли и налогах. Европа у Украины покупала и наверное по прежнему покупает эл. энергию с Бурштына.

Проблема в сопряжении сетей. В общей эл.сети все генераторы крутятся синхронно. Т.е. если вы хотите гнать электричество в Польшу, надо иметь объединенную энергосистему. А это очень небезопасно, т.к. если, скажем, у продавца скачок нагрузки из-за отключения станции за неуплату за газ, начинает уплывать частота, появляется обратный переток и вся сеть оказывается перегруженной и под угрозой рассинхронизации.

Ерунда это....проблема построения единой синхронной зоны с европой упираетсяисключительно в капиталоемкость создания длинных сетей..э откройте интернет - там есть не один протокол подписанный о прдвижении в созданнии единой синихронной зоны - и мы это согласны и европейских согласны двигаться в эту сторону...то что там кто-то где-то не платит[-это все регаемо есть едесуточный клиринг,есть суды, в конце концов есть выключат6ли и опыт о отключения украинцев от ЕЭС в конце 90-х..уплывание частоты тоже высосано вами из пальца ибо в эстетика всегда есть резерв мощностью не менее одного самого крупного генератора- поэтому при отключении сети энергистема штатными механизмами справляется с потерей генератора...ла и вообще втаком со=случае отключение идет по решению диспетчераи о нем заранеевсе известно - поэтому никакая частота не плывет нигде...а сто до перетоков - так сеть для того и проектируется что бы перетоки был и уровень перетоков решается на стадии проектированич

Цитата

Поэтому хохлы, что бы продавать эл. энергию в Польшу, свой Бурштын отключали от энергосети Украины и называли это "энергоостров".

Есть еще один вариант - вставка постоянного тока. Такая, помнится, соединяла Украину и РСФСР на Кубанском направлении.

была да собственно и сейчас есть линия постоянного тока михайловка(донбасс)-волжская гэс..правда она давно уже не фунуционирует, а сейчас и вовсе через линию фронта идентификации мизайловка прямо на линии фронта стоит...по ней сезонный избытка мощности в доньасс скидывался...

Цитата
Там переменка с Украины преобразовывалась в постоянку что бы избавится от общей синхронизации, а потом опять инверторами в переменку уже на Кубань. Переток был постоянный из Донбасса, где была избыточная мощность, на Кубань, где был дефицит.

Вроде еще где-то были в Союзе вставки постоянного тока, не помню уже. То-ли с финнами, то-ли еще где.

Но это оочень дорогая штука.

И с финами сделали выставку и забайкалье есть выставка -еэс востока не синзронизирована с остальной еэс...если ествеено дорого 

Цитата: ILPetr от 27.09.2018 06:44:43Это тоже Ваше понимание ЗЯТЦ, точнее - замкнутости. Вы под ним понимаете "зачеркивание" "голубеньких":

(Видите заголовок? "ЗЯТЦ с БР", Т.е. ЗЯТЦ без БР тоже известен, иначе БР не упоминали бы. )
Идея ЗЯТЦ проста как апельсин - традиционно, в разомкнутом цикле, уран и плутоний ОЯТ попадали в отходы, при замыкании - они отправляются на фабрикацию топлива. Вот и вся суть замкнутости - реинтеграция в новое топливо урана и плутония перерабатываемых ОЯТ, а не помещения их в отходы. Без бридеров требуется подпитка свежим топливом, с бридерами - подпитка никуда не исчезнет - 238-м ураном придется "подкармливать", в виде непосредственно природного урана, либо из хвостов обогащения. 
Т.е. ЗЯТЦ с бридерами может позволить отказаться от этапа обогащения, а ЗЯТЦ без бридеров отказаться от обогащения не может. Сам же ЗЯТЦ существует и там и там. И Ремикс-топливо - это уже ЗЯТЦ, не смотря на добавку свежего урана основой топлива служат уран и плутоний ОЯТ, именно они замкнули топливный цикл уйдя на фабрикацию, а не в отходы.
 
И МОКС как технология "утаптывания" в трубу оксидов металлов к виду ЗЯТЦ (расширенного воспроизводства или нет) прямо не относится и существует в его составе или отдельно от него - вполне можно "утаптывать" смесь оксидов урана оружейного и из хвостов обогащения и оружейного же плутония. В этом смысле Ремикс-топливо как раз и создано по технологии МОКС в рамкмх ЗЯТЦ.
 
Резюм: Замыкание топливного цикла в отечественных АЭС у9же свершилось - загрузкой Ремикс-топлива в Балаковку. Следующий этап развития ЗЯТЦ - выделение урана и плутония из всего объема нарабатываемого ОЯТ, с последующей фабрикацией топлива из них. И еще следующий - строительство бридеров в таких количествах, что даст возможность отказа от обогащения природного урана для фабрикации топлива АЭС.

как может быть зятц без бридеров БР(наверное таки не бридеров как у вас а быстрых реаторов- потому шо это не сининимы не каждый быстрый реактор бридер), если в оформить накапливаются кроме продуктов деления еще и актиноиды, которые нужно какзто выжечь- как это сделать без БР что-то понять не могу

Цитата: Alex G U от 27.09.2018 14:31:18Нафига три провода в кабеле?  По одному проводу передавать выгоднее и лучше постоянный ток!

Ага и построить два инвертора и выпрямителф (на каждой стронеилинии) стоимость в 10 раз больше чем 100500 морских кабелей

Цитата: GrinF от 29.09.2018 13:02:35как может быть зятц без бридеров БР(наверное таки не бридеров как у вас а быстрых реаторов- потому шо это не сининимы не каждый быстрый реактор бридер), если в оформить накапливаются кроме продуктов деления еще и актиноиды, которые нужно какзто выжечь- как это сделать без БР что-то понять не могу

Рассмотрите картинку внимательно: в одном случае отработанное топливо поступает в хранилище ОЯТ (открытый цикл), в другом - отработанное топливо поступает на переработку и регенерированные U и Pu поступают на фабрикацию нового топлива - это замкнутый цикл. Этот самый замкнутый цикл образуется при любых реакторах АЭС. Реакторы-брибдеры позволяют лишь сделать этот цикл избыточным - нарабатывать при своей работе плутония больше, чем было загружено урана и плутония.
"Не каждый быстрый реактор бридер", но и не каждый бридер быстрый.  Бридеры - это наработчики плутония (breeder - заводчик, производитель). В рамках ЗЯТЦ бридерами именуют реакторы с коэффициентом воспроизводства более 1, хотя ранее так именовали реакторы, нарабатывавшие оружейный плутоний необходимой изотопной чистоты. Даже если желать степени воспроизводства более 1 (хотя ЗЯТЦ существует при любой степени воспроизводства), то совсем не обязательны именно реакторы на быстрых нейтронах, тяжеловодные реакторы AHWR, работающие на тепловых (медленных) нейтронах, обеспечивают коэффициент воспроизводства более 1. 

Цитата: GrinF от 29.09.2018 13:06:59Ага и построить два инвертора и выпрямителф (на каждой стронеилинии) стоимость в 10 раз больше чем 100500 морских кабелей

Где-то так и есть. 

Цитата: ILPetr от 29.09.2018 15:49:43"Не каждый быстрый реактор бридер", но и не каждый бридер быстрый.  Бридеры - это наработчики плутония (breeder - заводчик, производитель). В рамках ЗЯТЦ бридерами именуют реакторы с коэффициентом воспроизводства более 1, хотя ранее так именовали реакторы, нарабатывавшие оружейный плутоний необходимой изотопной чистоты. Даже если желать степени воспроизводства более 1 (хотя ЗЯТЦ существует при любой степени воспроизводства), то совсем не обязательны именно реакторы на быстрых нейтронах, тяжеловодные реакторы AHWR, работающие на тепловых (медленных) нейтронах, обеспечивают коэффициент воспроизводства более 1.

Первую часть опускаю, поскольку уже объяснял. Ну не поняли, так не поняли. Литературы более чем достаточно.

В рамках ЗЯТЦ, и за его рамками промышленные реакторы для наработки оружейного плутония называли реакторы-конверторы, но никак не бридеры, поскольку они нарабатывали делящиеся материалы в количестве меньше, чем загружали в них.

Тяжеловодные реакторы никогда не не обеспечивали КВ > 1. В лучшем случае (и то при низких выгораниях), КВ не превышало 0,8.
В энергетических, типа CANDU на природном уране, до 0,7 не дотягивали. В графитовых, канальных (хоть газовых), и того меньше.

График ввода в строй Олкилуото-3 будет вновь пересмотрен

График ввода в эксплуатацию третьего энергоблока АЭС "Олкилуото" на западе Финляндии будет вновь пересмотрен в декабре. Об этом сообщила в среду пресс-служба компании-оператора станции "Teollisuuden Voima" (TVO). В ней указали, что поставщик реактора консорциум Areva-Siemens "обновит график проекта АЭС и предоставит его TVO в декабре".

"Пусковые испытания не прошли согласно расписанию, представленному поставщиком реактора в июне", - пояснили в финской компании. Она не уточнила, "повлияет ли обновление графика на время начало регулярной выработки АЭС электроэнергии".

В TVO подчеркнули, что, согласно текущему графику, в первый раз АЭС подключат к общегосударственной сети в мае 2019 года, регулярное производство электроэнергии в этом случае начнется в сентябре.

В мае 2018 года на блоке завершились горячие испытания реакторной установки и началась подготовка к загрузке топлива. Окончание испытаний, отметили в TVO, отстало от графика на 50 дней.

Часть 1:

БРЕСТ: современное состояние и перспективы

V Международная научно-техническая конференция "Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики" (МНТК НИКИЭТ-2018) начала свою работу в Москве 2 октября 2018 года.

С любезного разрешения оргкомитета конференции мы публикуем доклад "Современное состояние и перспективы развития реакторов на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем".

Авторы доклада - Лемехов В.В., Моисеев А.В., Саркулов М.К., Смирнов В.С., Ярмоленко О.А., Лемехов Ю.В., Черепнин Ю.С., Васюхно В.П., Афремов Д.А. (все - АО "НИКИЭТ", Москва, Россия).

Доклад публикуется по: "Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики. V Международная научно-техническая конференция (2-5 октября 2018 г., Москва). Сборник докладов". - М.: Издательство АО "НИКИЭТ", 2018. - сс. 55-64.





Введение

Быстрый реактор со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300 (Рис.1) разрабатывается как опытно-демонстрационный прототип базовых коммерческих РУ будущей ядерной энергетики.

Энергоблок с РУ БРЕСТ-ОД-300 предназначен для:
      - практического подтверждения основных технических решений, применяемых в РУ со свинцовым теплоносителем, работающей в ЗЯТЦ, и основных положений концепции естественной безопасности;
      - поэтапного обоснования ресурсных характеристик элементов РУ для создания коммерческих АЭС с РУ со свинцовым теплоносителем;
      - выработки электроэнергии.




Базовый принцип технологии естественной безопасности РУ на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем состоит в преимущественном использовании нейтронно-физических и физико-химических свойств топлива, теплоносителя и конструкционных материалов, а также конструкторских решений, позволяющих в полноте реализовать эти свойства, и тем самым исключить целые классы аварий (с неконтролируемым ростом мощности и с потерей отвода тепла) и при этом уменьшить наращивание инженерных мер и систем безопасности.

Уровень мощности РУ выбран исходя из возможности использования технических решений БРЕСТ-ОД-300 в качестве референтных для РУ большой мощности.

Поскольку современное доказательство безопасности основывается не только на референтности технических решений, но и на расчётных кодах, области аттестации для опытно-демонстрационной РУ в этом случае будут существенной основой для промышленной РУ.

Снятие консерватизма расчётных кодов для промышленных РУ, закладываемого на этапах разработки опытно-демонстрационного прототипа, возможно как в период его эксплуатации, так и при стендовых испытаниях.

Активная зона

В проекте активной зоны применено смешанное нитридное уран-плутониевое топливо (СНУП), в качестве оболочек твэлов применена малораспухающая ферритно-мартенситная сталь, твэлы размещены в бесчехловых ТВС.

Выбранное плотное и теплопроводное нитридное топливо в сочетании со свинцовым теплоносителем позволяет иметь полное воспроизводство делящегося материала в активной зоне, что обеспечивает постоянный малый запас реактивности, не допускающий разгон на мгновенных нейтронах при работе реактора.

В настоящее время технология плотного нитридного топлива реализована на опытных технологических линиях, ведётся совершенствование технологических процессов и создание промышленного производства (модуль фабрикации-рефабрикации) для изготовления топлива РУ БРЕСТ-ОД-300.

Для подтверждения работоспособности топлива и конструкционного материала изделий активной зоны проводятся испытания твэлов в энергетическом реакторе БН-600 и исследовательском реакторе БОР-60.

Часть твэлов, облучаемых в БОР-60, извлечена. Завершены их послереакторные исследования, в целом подтверждающие работоспособность топлива.

Твэлы имели максимальную глубину выгорания 3,2% т.а. и максимальную повреждающую дозу 46 сна.

Продолжается облучение неизвлеченных твэлов. На текущий момент максимальная глубина выгорания 4,2% т.а., максимальная повреждающая доза 66 сна.

Завершены реакторные исследования в БН-600:
      - КЭТВС-3, содержащей четыре твэла со СНУП топливом, максимальная глубина выгорания 4,54% т.а., максимальная повреждающая доза 53 сна;
      - ЭТВС-5, содержащей 61 твэл со СНУП топливом, максимальная глубина выгорания 3,8% т.а., максимальная повреждающая доза 48 сна.
Продолжаются испытания ЭТВС-9,11,13,15 (по 61 твэлу со СНУП топливом) в БН-600 с твэлами типа БРЕСТ. Максимальная повреждающая доза на оболочках твэлов 65 сна, максимальная глубина выгорания 5,4% т.а.

Прогнозируемые параметры для ЭТВС-11 с твэлами Ø9,7 мм на конец следующей 76-ой микрокампании - максимальная повреждающая доза 76 сна, максимальная глубина выгорания 6,4% т.а.

Все твэлы сохранили свою герметичность и работоспособность.

В послереакторных исследованиях получены результаты, необходимые для верификации топливных кодов. Поведение твэлов под облучением, в основном, соответствует предтестовому расчётному прогнозу.

Полученные данные демонстрируют возможность безопасной эксплуатации твэлов типа БРЕСТ до параметров, характерных на начальном этапе эксплуатации (глубина выгорания до 6% т.а.). А также позволяют обосновать возможность увеличения ресурса ЭТВС в БН-600 до значений, близких к целевым в РУ БРЕСТ-ОД-300 (до 10% т.а.).

При разработке активной зоны выбрана бесчехловая конструкция ТВС с разреженным пучком твэлов. Такая конструкция обеспечивает повышенную безопасность при непреднамеренном перекрытии проходного сечения, а влияние облучения и термомеханики на формоизменение не так существенно.
Использование ферритно-мартенситной стали в качестве конструкционного материала ТВС позволяет пренебречь радиационным распуханием (уменьшением проходного сечения) по причине высокой радиационной стойкости сталей указанного класса.

Расчётно показано сохранение исходной геометрии изделий в процессе формоизменения при эксплуатации на начальном этапе (до 90 сна.).
Изготовлены полномасштабные макеты всех типов тепловыделяющих сборок, выполнены их гидравлические (Рис.2) и виброметрические испытания в воде и жидком свинце. Получены необходимые данные для проведения уточнённых расчётов активной зоны.




Полученные при виброметрических исследованиях значения собственных частот колебаний ТВС соответствуют расчётным. Вибропрочность ТВС обоснована.

Выполнено расчётное обоснование сейсмической прочности изделий активной зоны во всех режимах эксплуатации.

Для последующего изготовления изделий активной зоны освоено промышленностью подавляющее большинство полуфабрикатов.

Для изучения влияния реакторного облучения на коррозионное поведение оболочечной стали в свинцовом теплоносителе разработана конструкция и ведётся монтаж реакторной петлевой установки со свинцовым теплоносителем, изготовлены образцы из оболочечной стали, разработана программа испытаний и проведено соответствующее расчётное обоснование. Постановка на облучение первой партии запланирована на 2018 год.

С использованием аттестованного программного кода выполнены нейтронно-физические расчёты, которые показали, что запас реактивности в процессе кампании активной зоны РУ БРЕСТ-ОД-300 находится в диапазоне (0,45 - 0,68) β_эф.

Указанный запас реактивности возможно обеспечить с учётом имеющегося опыта изготовления топлива (технологическая погрешность 1,2 %δK/K) и проведённых исследований нейтронно-физических характеристик, в том числе на нитридном топливе на стенде БФС в ФЭИ (расчётная погрешность 0,7 %δK/K).

Распределение мощностей ТВС в активной зоне стабильно. Подкритичность остановленного на перегрузку реактора не меньше 3,8 %δK/K с учётом расчётных погрешностей. Эффективность рабочих органов СУЗ практически не меняется в процессе кампании.

Указанные результаты ещё раз подтверждают преимущества равновесного режима эксплуатации РУ, при котором обеспечивается полное воспроизводство плутония в активной зоне и практически стабильный малый запас реактивности в интервале между очередными перегрузками.

Ещё одним важным преимуществом равновесного режима с малым запасом реактивности является безопасность РУ в случае несанкционированного ввода полного запаса реактивности, поскольку генерируемая при этом энергия оказывается заведомо ниже порогового значения, приводящего к разрушению топлива или других элементов конструкции активной зоны и контура теплоносителя.

Оборудование

Среди конструкторских решений, используемых в РУ БРЕСТ-ОД-300 и предлагаемых для будущих РУ, создаваемых на тех же принципах, следует отметить интегральную компоновку, отсутствие запорной арматуры в первом контуре и применение пассивных или активно-пассивных устройств и систем важных для безопасности.

Интегральная компоновка в сочетании с многослойным металлобетонным корпусом исключает аварии с потерей свинцового теплоносителя.
К настоящему моменту обоснование прочности и работоспособности металлобетонного корпуса (Рис.3) проводится на основе данных, полученных при испытаниях среднемасштабных металлобетонных конструкций (с характерными размерами до 7 м).




Проведены испытания и получены свойства высокотемпературных бетонов при рабочих температурах и под облучением, показана химическая инертность теплоносителя по отношению к бетонам, верифицированы методики расчётов.

Для обоснования работоспособности корпуса блока реакторного при сценарии с вводом полного запаса реактивности без срабатывания аварийной защиты и отказом одного канала системы аварийного охлаждения получены свойства конструкционных материалов, в том числе бетона, при соответствующих температурах. Проведённые расчёты с полученными свойствами показывают обеспечение локализующей функции.

Парогенератор реакторной установки погружной, прямоточный, кожухотрубный, с навитой теплообменной частью, силового корпуса не имеет. В качестве теплообменных труб использована кремнийсодержащая аустенитная сталь. Трубки монометаллические цельнотянутые.

Для обоснования безопасности проведены эксперименты по изучению зависимого отказа труб при разрыве одной. Результаты экспериментов в свинцовом теплоносителе в условиях, имитирующих натурные (температуры, давления), показали отсутствие зависимого отказа.

Работоспособность конструкции обоснована экспериментами по изучению теплогидравлической устойчивости (для расхода воды более 15% от номинального), а также измерением коэффициентов теплоотдачи, гидравлических характеристик на макетах в свинцовом теплоносителе (Рис.4).




В части конструкционных материалов проведены эксперименты, обосновывающие прибавку на коррозию в условиях воды, пара и свинцового теплоносителя. Показана высокая стойкость материала трубок к локальным видам коррозии.

Цитата: Dobryаk от 04.10.2018 10:52:46Часть 2:

БРЕСТ: современное состояние и перспективы

В.В.ЛЕМЕХОВ, А.В.МОИСЕЕВ, М.К.САРКУЛОВ И ДР., ОПУБЛИКОВАНО 04.10.2018

Эксперименты в свинце для уточнения его влияния на ползучесть стали трубчатки парогенератора, проведённые при температуре 550°С в потоке жидкого свинца (2 м/с) и на воздухе, показывают незначительное влияние свинца на скорость ползучести в свинце при нагрузках, характерных для парогенератора РУ БРЕСТ-ОД-300.

Для обоснования работоспособности узлов сопряжения труба-трубная гребенка проведена серия экспериментов (Рис.5), в результате которой создана расчётная модель фреттинг-коррозии, подтвердившая расчётный ресурс (30 лет).





Подтверждена работоспособность узла заделки теплообменной трубки в трубную доску (Рис.6) на базе 1000 циклов термического нагружения модели с нагревом до 540°С и охлаждением до 220°С.

Исследования металла сварных швов и труб после испытаний не показали наличия недопустимых дефектов, что подтверждает работоспособность узла для условий эксплуатации РУ.





Главный циркуляционный насосный агрегат вертикальный с электроприводом, осевого типа.

Выбраны основные конструктивные решения. Проведена оптимизация проточной части на водяном и свинцовом стендах. Получена необходимая характеристика напор-расход для обеспечения работы насоса в диапазоне от 30 до 100%. Разработаны соответствующие методики расчёта проточной части.

Разработана конструкция и проводятся ресурсные испытания полномасштабного нижнего подшипника ГЦНА в жидком свинце. На базе четырёх промежуточных извлечений статора и ротора нижнего радиального подшипника повреждений (при набранном ресурсе 30% от проектного) не обнаружено, сформирован положительный прогноз по работоспособности.

Разработана конструкция торцевого уплотнения по газу, готовится испытательное оборудование.

В целом создан достаточный задел для перехода к испытаниям опытного образца на испытательном стенде. Ведётся подготовка к созданию такого стенда.

Разработка оборудования строилась на исследованиях коррозионной стойкости конструкционных материалов в свинце при различных температурных и кислородных режимах.

Показана коррозионная стойкость сталей при проектных температурах и правильность решений, положенных в основу технологии свинцового теплоносителя (в первую очередь это содержание кислорода в теплоносителе и допускаемое время отклонений от регламента поддержания качества свинцового теплоносителя (от 10Е-8 до 10Е-4 %масс.)).

Для управления реактивностью разработан, изготовлен и прошёл приёмочные испытания привод исполнительного механизма системы управления и защиты РУ.

Разработаны, изготовлены и испытаны макеты первичных преобразователей РУ (температура, уровень, плотность потока нейтронов и т.д.). На основании проведённых испытаний работы переведены на следующую стадию - изготовление опытных образцов.

Теплогидравлика контура

Расчётное обоснование циркуляции в первом контуре строится на трёхмерных кодах, поскольку контур существенно не одномерный.
Расчёты проведены как для нормальной эксплуатации, так и для нарушений нормальной эксплуатации (Рис.7).

Положительной особенностью конструкции является отсутствие арматурных изделий в контуре циркуляции, что исключает возможность прекращения циркуляции теплоносителя по причине отказа запорной арматуры.

В контуре применена схема циркуляции с перепадом свободных уровней ("уровневая схема"), что обеспечивает продление теплосъёма при обесточивании за счёт запасённой потенциальной энергии.




Расчётно показано, что в РУ БРЕСТ-ОД-300 с выбранной схемой циркуляции и работой пассивной системы расхолаживания в случае реализации множественных отказов (обесточивание, несрабатывание аварийной защиты) не превышаются пределы безопасной эксплуатации по температуре топлива, оболочки твэлов, обеспечивается локализующая функция корпуса реакторного блока.

Безопасность

Радиационная безопасность для условий РУ обосновывается на основании данных, полученных в результате внереакторных и реакторных экспериментов с применением свинцового теплоносителя.

Завершены экспериментальные работы (Рис.8) и получены зависимости для обоснования выхода и переноса продуктов активации и деления из теплоносителя при различных температурах (до 680°С).




Результаты расчёта показывают, что для нарушений нормальной эксплуатации с наложением множественных отказов для сценария с вводом полного запаса реактивности выход ПД из РУ за первые сутки составляет не более 4,3*10Е8 Бк (не превышает контрольного уровня выбросов за сутки при нормальной эксплуатации).

При дополнительном наложении разгерметизации парогенератора и разгерметизации системы локализации течи парогенератора за первые 10 суток после аварии максимальная внешняя доза облучения населения не более 1,5 мЗв будет наблюдаться на границе промплощадки (не превышает 5 мЗв, мер защиты не требуется).

Выполненные расчёты показали, что вероятность повреждения активной зоны для АЭС с РУ БРЕСТ-ОД-300 не превышает 8,6×10^-9 1/год, что позволяет обеспечить приемлемый уровень безопасности при развитии ядерной энергетики на РУ подобного типа.

Расчёты строились на верифицированных расчётных кодах. Коды, рассчитывающие ядерную безопасность, прочность, ВАБ и теплогидравлику отдельного оборудования, аттестованы в соответствии с требованиями Российской Федерации.

В настоящее время все расчётные коды поданы на аттестацию и ряд кодов находится на этапе устранения дополнительных замечаний экспертов.

При разработке технического проекта РУ обеспечено выполнение принципиальных требований, изложенных в государственных нормативных документах РФ в области использования атомной энергии.

Для обеспечения создания РУ параллельно с разработкой технического проекта и выполнением НИОКР ведётся разработка целого комплекса стандартов и нормативных документов, учитывающих особенности РУ со свинцовым теплоносителем.

В настоящее время после широкого обсуждения с ведущими предприятиями отрасли, в соответствии с установленной процедурой, редакции федеральных норм и правил были откорректированы на основании полученных замечаний и направлены в Ростехнадзор.

Заключение

Разработан быстрый реактор со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300, являющийся опытно-демонстрационным прототипом базовых коммерческих РУ будущей ядерной энергетики.

Разработанный технический проект РУ БРЕСТ-ОД-300 обоснован экспериментально на мало- и среднемасштабных стендах и рабочих участках, а также расчётно по верифицированным программным средствам.

Технические решения по активной зоне подтверждены положительными результатами облучательных экспериментов прототипных твэлов со смешанным нитридным уран-лутониевым топливом до глубины выгорания 5,4% т.а. и повреждающей дозы до 65 сна. (примечание для тех, кто не вполне в теме: сна = смещений на атом. В 40-х боялись, что при 1 сна конструкционный материал развалится)

Нейтронно-физические характеристики и ядерная безопасность рассчитаны с учётом использования в активной зоне нитридного топлива по аттестованным расчётным кодам.

Гидравлические и вибрационные характеристики изучены на полномасштабных макетах тепловыделяющих сборок.

Технические решения по оборудованию РУ экспериментально обоснованы на макетах компонентов оборудования, в том числе на стендах со свинцовым теплоносителем. Проведённые работы позволили перейти к испытаниям опытных образцов. Расчётное обоснование оборудования проведено с учётом влияния свинцового теплоносителя на свойства конструкционных материалов.

Расчёты теплогидравлических характеристик РУ, выполненные с использованием CFD-кодов, показали, что интегральная компоновка и уровневая схема циркуляции в первом контуре, наряду с остальными особенностями РУ, при нарушениях нормальной эксплуатации с реализацией множественных отказов (обесточивание, несрабатывание аварийной защиты) обеспечивают непревышение пределов безопасной эксплуатации по температуре топлива, оболочки твэлов, обеспечивается локализующая функция корпуса реакторного блока.

По результатам расчёта радиационной безопасности подтверждены целевые показатели - отсутствие необходимости эвакуации и отселения населения за границей промплощадки при нарушениях нормальной эксплуатации РУ с множественными отказами (например, обесточивание с несрабатыванием аварийной защиты, ввод полного запаса реактивности).

Проработки показывают, что решения, применяемые в РУ БРЕСТ-ОД-300, могут быть использованы в коммерческих РУ большой мощности с обеспечением их конкурентоспособности.

В настоящее время проект энергоблока с РУ БРЕСТ-ОД-300 проходит лицензирование в Ростехнадзоре.

 03.10.2018
2 октября 2018 года на единственном в мире атомном плавучем энергоблоке (ПЭБ) "Академик Ломоносов", который находится на площадке ФГУП "Атомфлот" (дочернее подразделение Росатома) в Мурманске, специалисты Балтийского завода завершили загрузку ядерного топлива во второй из двух реакторов - левого борта.

Таким образом, успешно пройден последний перед физическом пуском ключевой этап текущего года в рамках подготовки ПЭБ к началу эксплуатации в месте своего основного базирования - г. Певеке (Чукотский АО), где он должен постепенно заменить Билибинскую АЭС и Чаунскую ТЭЦ, став основой энергетики ЧАО.

Руководитель дирекции по сооружению и эксплуатации плавучей атомной тепло-электростанции (ПАТЭС) Виталий Трутнев отметил: "До конца текущего года мы планируем завершить все финальные технологические операции на объекте".

"К настоящему времени специалисты закончили реализацию одной из главнейших задач - загрузку ядерного топлива в реакторы №1 и №2 ПЭБ".

"Следующим ключевым этапом станет их физический пуск в октябре-ноябре текущего года - после получения соответствующего разрешения Ростехнадзора. Далее предстоят комплексные швартовные испытания, проведение которых необходимо перед выведением реактора на проектную мощность".

В следующем, 2019 году ПЭБ будет отбуксирован в морской порт города Певека.

В настоящее время там ведутся все необходимые строительные работы по созданию инфраструктуры на берегу, в том числе комплекса зданий, гидротехнических сооружений (ГТС) и береговой площадки, призванных обеспечить безопасную стоянку энергоблока и приёмку с него энергомоста в месте, где будут проходить электрические связи и выдача энергии на берег.

Энергоблок станет основной частью самой северной и единственной в мире ПАТЭС, и обеспечит Чукотский АО электроэнергией, заместив выбывающие устаревшие мощности.

http://www.atominfo.ru/newst/a0326.htm

Цитата: Slav Rus от 05.10.2018 11:44:21
 03.10.2018
2 октября 2018 года на единственном в мире атомном плавучем энергоблоке (ПЭБ) "Академик Ломоносов", который находится на площадке ФГУП "Атомфлот" (дочернее подразделение Росатома) в Мурманске, специалисты Балтийского завода завершили загрузку ядерного топлива во второй из двух реакторов - левого борта.

Таким образом, успешно пройден последний перед физическом пуском ключевой этап текущего года в рамках подготовки ПЭБ к началу эксплуатации в месте своего основного базирования - г. Певеке (Чукотский АО), где он должен постепенно заменить Билибинскую АЭС и Чаунскую ТЭЦ, став основой энергетики ЧАО.

Руководитель дирекции по сооружению и эксплуатации плавучей атомной тепло-электростанции (ПАТЭС) Виталий Трутнев отметил: "До конца текущего года мы планируем завершить все финальные технологические операции на объекте".

"К настоящему времени специалисты закончили реализацию одной из главнейших задач - загрузку ядерного топлива в реакторы №1 и №2 ПЭБ".

"Следующим ключевым этапом станет их физический пуск в октябре-ноябре текущего года - после получения соответствующего разрешения Ростехнадзора. Далее предстоят комплексные швартовные испытания, проведение которых необходимо перед выведением реактора на проектную мощность".

В следующем, 2019 году ПЭБ будет отбуксирован в морской порт города Певека.

В настоящее время там ведутся все необходимые строительные работы по созданию инфраструктуры на берегу, в том числе комплекса зданий, гидротехнических сооружений (ГТС) и береговой площадки, призванных обеспечить безопасную стоянку энергоблока и приёмку с него энергомоста в месте, где будут проходить электрические связи и выдача энергии на берег.

Энергоблок станет основной частью самой северной и единственной в мире ПАТЭС, и обеспечит Чукотский АО электроэнергией, заместив выбывающие устаревшие мощности.

http://www.atominfo.ru/newst/a0326.htm

Молодцы, вот только для агломерации приговор. Тренд на падение количества нпселения закрепляется подобными времянками.