Ядерная и углеводородная энергетики

Цитата: Fenix от 24.10.2009 02:14:58
Я что-то не понял, у нас вроде бы рота солдат и охраняет АЭС и взвод плавцов. Даже на атомном ледоколе есть солдаты для охраны... ???

Не лишайте журналистов хлеба...если есть перо--оно чего-то пишет, фильтруйте

http://www.atomnews.…mp;NID=759
Финансово-экономическая служба Ленинградской АЭС в отчете публикует цифры по численности и зарплате персонала станции, сообщает сайт Energyland.info.
В отчете отмечено, что за 9 месяцев 2009 года среднесписочная численность персонала атомной станции составила 5 760 человек, из которых промышленно-производственный персонал – 5 479 человек (за 9 месяцев 2008 г. – 5878 и 5580 человек соответственно). Среднемесячная заработная плата сотрудников Ленинградской АЭС за отчетный период составила 30 290,4 руб. (1 тыс дол. США).
На ЛАЭС эксплуатируются 4 энергоблока электрической мощностью 1000 МВт каждый. За 2008 год Ленинградская АЭС выработала 27,716 млрд. кВтч электроэнергии.

А что в Украине? Для сравнения возьмем Хмельницкую АЭС, где работают 2 энергоблока с реакторами ВВЭР-1000 (РБМК в Украине, как известно, выводятся из эксплуатации).
В 2008 году ХАЭС выработала 12,062 млрд кВтч электроэнергии. Средняя зарплата по состоянию на 9 мес. 2009 г. составила 4285 грн (519 дол. США). Численность персонала - 5125 чел., из них промышленно-производственного персонала - 3994 чел.

4 блока ЛАЭС  обслуживает  производственный персонал  – 5 479 человек,       281   -  прочий персонал, включая менеджеров
2 блока ХАЭС  обслуживает  производственный персонал  – 3 994 человека,   1031   -  прочий персонал, включая менеджеров

На Украине эффективные менеджеры еще эффективне чем в РФ  :)
Потому и зарплаты такие...

Цитата: Грамотей от 25.10.2009 05:24:00

На Украине эффективные менеджеры еще эффективне чем в РФ  :)

Нашот эффективности самых эффективных манагеров меня всегда приводил в умиление национальный состав руководства Игналинки:  

   
Генеральный директор Шевалдин Виктор
Технический директор Негривода Геннадий
Зам. генерального директора по физической безопасности (ака охрана) Шлаустас Витаутас
Директор по персоналу Маркявичюс Феликсас
Директор по финансам Грумскас Евгений
Зам. генерального директора по обеспечению Арбачаускас Валдис  
Зам. технического директора по эксплуатации Евпланов Юрий
Зам. технического директора по ядерной безопасности Кривошеин Георгий
Зам. технического директора по ремонту Гусев Владимир
Руководитель службы безопасности и обеспечения качества Дворецкий Александр
Руководитель службы снятия с эксплуатации (распил евроденег)   Урбонавичюс Саулюс

Цитата: Грамотей от 25.10.2009 05:24:00
Финансово-экономическая служба Ленинградской АЭС в отчете публикует цифры по численности и зарплате персонала станции, сообщает сайт Energyland.info.

Так, ЛАЭС - святое и двухтрубный гигант, не трогаем...  :) Средние температуры по больнице - не показатель.  :)
Насчет менеджемента (тьфу, слова-то какие) скажу: в СССРе: были (и еще остаются) лучшие спецы. Как то, будучи на шведской АЭС, сдуру спросил: "а сколько у вас получают молодые специалисты/инженеры?". Вопрос поставил аборигенов в тупик: минут 5 совещались, потом назвали сумму - тысяч 25 ихних. С учетом 30% подоходного налога - не много. Но самое смешное, когда потом мы поняли заминку с ответом: у них ОЧЕНЬ мало специалистов с высшим образованием, поэтому они не могли понять, что такое молодой специалист. Я так понимаю, что у них ИНЖЕНЕРОВ на всю станцию человек 20 с трудом наберется: одни менеджеры и техники.  Зато, если посчитать производительность труда, по выработке  продукции в баксах на одного работника - они впереди (киловатт в три раза дороже), да и все вспомогательные структуры выведены в другие предприятия.  :)

При выводе из эксплуатации K-25 возможны СЦР ( Самоподдерживающаяся Цепная Реакция)  

http://www.atominfo.ru/news/air7821.htm


В ходе дезактивации американского разделительного завода K-25 возможны СЦР, хотя вероятность такой аварии очень мала. К такому заключению пришла компания, получившая от правительства США заказ на вывод K-25 из эксплуатации.

K-25 - завод по обогащению урана, расположенный в юго-восточной части Окриджской национальной лаборатории. Буква "K" в его названии напоминает о компании "Kellex Corporation", начинавшей его строительство, а "25" восходит к шифру времён холодной войны и служит одним из обозначений изотопа 235U в тогдашней американской документации.

Газодиффузионный завод K-25 вошёл в строй в первых месяцах 1945 года и послужил прототипом для коммерческих разделительных заводов США, использующих метод газовой диффузии для обогащения урана. Эксплуатация K-25 была прекращена в 1987 году, и с тех пор на площадке ведутся работы по демонтажу оборудования и приведению завода в ядерно-безопасное и радиационно-безопасное состояние.

Контракт на ведение работ по выводу K-25 в настоящее время имеет компания "Bechtel Jacobs Co.". Специалисты компании внимательно отслеживают состояние помещений завода. Одна из опасностей, подстерегающих атомщиков, связана с возможным обрушением стен или перекрытий отслужившего свой срок здания, в котором продолжают храниться запасы обогащённого урана.

"(При обрушении стен) есть потенциальная опасность возникновения критичности в северном и восточном крыльях завода, но вероятность такого инцидента крайне мала", - утверждают в пресс-службе "Bechtel Jacobs".

Сейчас работы ведутся в западном крыле. До начала операции по вывозу оборудования, оно было покрыто пеной с целью зафиксировать накопившиеся отложения урана. Подготовка к работам на севере и востоке здания ещё не завершена.

Плохое состояние здания завода стало одной из причин, почему министерство энергетики США отказалось сделать из него исторический центр или музей. Завод в буквальном смысле слова разваливается на глазах, причём этот процесс ускорился после 2004 года. Как отмечает местная пресса, крыша здания протекает, а ходить по верхним этажам опасно из-за возможного в любой момент обрушения.

ИСТОЧНИК: AtomInfo.Ru

ДАТА: 23.10.2009

Давно хотел спросить у специалистов: а что происходит с блоками, выведенными из эксплуатации? Неужели все эти мегасооружения так и остаются навсегда ненужными и постепенно разрушающимися тысячами кубометров железобетона и тоннами устаревшего оборудования?

http://www.zn.ua/2000/2229/67619/
Гендиректор ОП «Атомпроектинжиниринг» Владимир БРОННИКОВ.


— Проблема диверсификации поставок топлива для украинских АЭС надумана или действительно реальна?
И то, и другое. Еще во времена бывшего Союза на Запорожской станции мы требовали от Минатома либо предоставить нам квалифицированного оппонента по топливу, либо научить нас оценивать его конструкцию. Потому что мы первыми начали эксплуатировать блоки-миллионники, а конструированием топлива занималась только одна организация — АКБ «Гидропресс». Следовательно, существовала угроза, что из-за общей ошибки могут возникнуть проблемы.
Когда распался Союз, эта проблема стала еще острее. Но в первый год ЗАЭС все же подписала соглашение с «Гидропрессом» и «Курчатовским институтом» о том, что они научат, передадут все коды и документацию, естественно, на платной основе. Не сложилось. Потом мы стали пытаться диверсифицировать не только проектантов, но и заводы — изготовители топлива, поскольку в РФ началась неразбериха… А топливо нам поставлял только Новосибирский завод химконцентратов. Предлагалось два пути: строительство сборочного завода в Украине или же создание холдинга, куда мы войдем как звено сырьевой цепочки — ураном, цирконием, гафнием. Это был бы совместный бизнес, который подтолкнул бы договориться. Вот в этом смысле я считаю проблему актуальной.
Кроме того, по требованию ЕС 15—20% топлива для атомных станций должно закупаться у другого поставщика. Именно поэтому три реактора Южно-Украинской АЭС, что как раз и составляет 20% от наших мощностей, будут работать на топливе Westinghouse.
Надо отдать должное, из всех этих разговоров россияне сделали правильный вывод: «ТВЭЛ» диверсифицировал как заводы — изготовители топлива (его сейчас выпускают в Новосибирске и Электростали), так и конструкторов, задействовав нижегородских проектантов. Это дало положительный результат, позволив возобновить поставки топлива в Финляндию и Восточную Европу. Насколько мне известно, российскую технологию готов взять и Китай.

— Что нам мешает это сделать?
Строительство завода в Украине, неважно, по чьей технологии, еще не будет означать, что это предприятие станет полностью украинским. Потому что заниматься мониторингом, усовершенствованием конструкции топлива будут те, кто продаст нам технологию. У нас для этого нет кадров. Чтобы их подготовить, надо пройти определенные этапы. Чем, кстати, мы сейчас и занимаемся на базе Харьковского физико-технического института. Для начала нужны специалисты, которые смогут прочитать любую конструкцию. Заметьте, не разработать, а прочитать: знать нормы и правила других производителей, уметь сравнить их с нашими нормами и правилами.

— То есть речь идет об элементарной грамотности?
Совершенно верно. Страна, которая взялась за атомную энергетику, обязана ее иметь. Для этого мы и пытаемся создать систему из пяти головных институтов при Академии наук, развить их инфраструктуру. Ведь развитие науки — не задача эксплуатационников, так принято во всем мире.

— Если в России есть два КБ, два завода, то, получается, диверсификация для нас возможна и без Westinghouse?
Возможна, но при условии, что мы будем управлять этим процессом и нивелируем слишком выраженную политсоставляющую, поскольку «ТВЭЛ» — коммерческая организация. Но чтобы избавиться от политсоставляющей, нужно войти в «ТВЭЛ» акционером. Тогда никакие политические катаклизмы не будут оказывать какого-либо влияния. Потому что ни один политик в здравом уме не станет вредить столь крупному бизнесу.

— Чем мотивировано сотрудничество с Westinghouse?
Они передали нам технологию, умение конструировать и читать конструкцию. На тот момент россияне оказались к этому не готовы. А Westinghouse заинтересовал наш рынок.

— И не более?
Я в этом уверен. Из-за 20-процентной доли украинского рынка Westinghouse не станет переносить сюда свой завод из Швеции.

— Но ведь помимо российских и американских, в мире есть и другие разработчики и производители ядерного топлива.
Да, есть. Но все дело в том, что Westinghouse самостоятельно разработал документацию, запатентовал, лицензировал. Как и «ТВЭЛ». А у других нет лицензионной конструкции необходимого нам топлива. Им нечего предложить. Конечно, у них есть ученые, институты, они могут разработать конструкцию по заказу, но это будет слишком дорого.

— Действительно ли в плане развития атомной энергетики Украина интересует россиян лишь в качестве рынка сбыта?
Год-полтора назад я бы с этим согласился. Чего греха таить, тогда, допустим, «Атомстройэкспорт» недвусмысленно давал понять: все равно вы от нас никуда не денетесь. Но когда состоялись наши переговоры с канадцами, корейцами, когда мы занялись изучением всего рынка, россияне поняли, что за Украину надо бороться. Их отношение в последнее время существенно изменилось. Появилось желание передать технологии. Это раньше в «ТВЭЛе» утверждали, что рентабельность завода по производству ЯТ обеспечат поставки топлива на 60 блоков. А сейчас этот показатель уменьшился в шесть раз…

— Как вы считаете, почему до сих пор не удалось подписать долгосрочный контракт на поставки российского топлива?
Я могу лишь высказать предположения. Наверное, одна из причин состоит в том, что переговорный процесс совпал с обострением отношений между лидерами двух стран. А чтобы придать процессу признаки объективности, возникла идея провести конкурс по строительству завода ядерного топлива. Однако проблема в том, что, как я уже говорил, в Украине нет специалистов, знающих технологию и способных подготовить тендерное задание. Следовательно, неясно, каким должен быть этот завод. Поэтому получится скорее пародия, а не конкурс.

— А к стратегии развития атомной энергетики это не относится? Вы лично верите в то, что через два десятилетия у нас появится 22 ядерных энергоблока?
Конечно, нет. Это не более чем декларация. Именно поэтому мы настаиваем на создании государственной программы развития атомной энергетики. Ее концепция предложена к рассмотрению Минтопэнерго, затем — правительству. Надеемся, в будущем году будет принят соответствующий закон. Иначе все так и ограничится благими пожеланиями. В этом деле нужны не эмоции, а профессиональный подход, учитывающий как можно больше мелочей.

Длинно, но очень содержательно:

Часть 1

ВТГР (ВысокоТемпературный Газовый Реактор) - дорога, вымощенная благими намерениями

http://www.atominfo.ru/news/air7896.htm

Строительство реактора THTR-300


Для сторонников высокотемпературных реакторов осень 2009 года принесла две новости с противоположным знаком. Южноафриканский проект PBMR находится на грани банкротства и занят поиском инвесторов, всё ещё не разочаровавшихся в этом направлении реакторной технологии. А строительство его китайского собрата HTR-PM может быть начато до конца года.

Электронное издание AtomInfo.Ru публикует дискуссионное письмо одного из наших читателей. Имя автора известно редакции, однако по его просьбе мы его не раскрываем и размещаем, после литературной обработки, под псевдонимом "Научный сотрудник".

Первые попытки

История высокотемпературных реакторов берёт своё начало в далёком 1944 году, в Америке. Интересно, что первые ВТГР были стационарными. Они набирались из графитовых колонн, в которые внедрялись микрочастицы. Движения твэлов в них не предусматривалось. По активной зоне переносился только гелий.

За проектом призматических ВТГР стояла "General Atomic" - совместное предприятие, созданное "Gulf Oil" и "Royal Dutch Shell". Его первым прототипом служил реактор "Пич-Боттом" мощностью 40 МВт(эл.), построенный в 1967 году. С 1979 по 1988 год работала и следующая установка - АЭС "Форт Сен-Врен" с реактором мощностью 330 МВт(эл.). Конечной целью американцев было создание высокотемпературной АЭС на 1200 МВт(эл.).

Реактор ВТГР нужен для того, чтобы давать на выходе высокие температуры, недостижимые в легководных реакторах. Но главное преимущество ВТГР стало и его главным недостатком. Какой материал в состоянии работать нормально при температурах 1000°C? Образно говоря, инженерам "General Atomic" предстояло решить задачу о том, в чём хранить жидкость, которая растворяет всё. И они с этой задачей не справились до конца.

История ВТГР быстро разделилась на два направления. Приверженцы первого старались сохранить одноконтурную схему, как можно больше сократив расстояние между активной зоной и турбиной. Самые отчаянные предлагали даже встроить турбину прямо в зону.

Апологеты второго вводили в проекты второй паровой контур, как это было сделано на призматических реакторах, но появление второго контура сразу заставило забыть о 1000°C на турбине. Преимуществом двухконтурной схемы называлась большая, по сравнению с одноконтурной, управляемость реактора.

     АЭС "Форт Сен-Врен" (Fort St. Vrain) располагалась на площадке в Колорадо, в 56 км к северу от Денвера. Паровой контур реактора в Форт Сен-Врен обеспечивал пар с давлением 16,5 МПа и температурой 538°C. Входная и выходная температуры в первом (гелиевом) контуре составляла 404°C и 777°C, соответственно.

Судьба призматических двухконтурных ВТГР вышла печальной. На американских установках одна за другой пошли аварии. Пар из второго контура попадал в первый через неплотности в парогенераторах. Графит впитывал пар, а в составе пара, естественно, и водород - сильный поглотитель. Реакторы теряли критичность и глохли. Высушивать графит удавалось, хотя и с большим трудом, а вот репутация таких установок так и осталась подмоченной.

Часть 2

ВТГР (ВысокоТемпературный Газовый Реактор) - дорога, вымощенная благими намерениями

http://www.atominfo.ru/news/air7896.htm

Разбирая ход аварий с забросом пара, создатели первых ВТГР пришли к парадоксальному выводу - для безопасности установки следует использовать не урановое, а ториевое топливо. Торий как поглотитель лучше урана, так как у тория сильный резонансный интеграл. При забросе пара смещается спектр нейтронов - сдвигается в область большого резонансного поглощения, что позволяет автоматически глушить реактор.

Но введение тория только усложнило задачу. Представьте себе, что к неотработанной до конца технологии высокотемпературных реакторов добавилась неосвоенная технология ториевого топлива. Попытка совладать сразу с двумя бумажными технологиями (ВТГР и торий) погубила германский проект THTR-300.

     Проект ториевого высокотемпературного реактора THTR-300 был разработан в ФРГ при поддержке центрального германского правительства и земли Северный Рейн - Вестфалия. Строительство демонстрационного блока началось в 1971 году. Работы затянулись по причине неоднократно пересматривавшихся в сторону ужесточения требований по лицензированию.

     Синхронизация THTR-300 с энергосистемой произошла только в ноябре 1985 года. Уже через четыре года было принято решение о его окончательном останове.

     Топливные элементы THTR-300 представляли собой шары диаметром 6 см, внутри каждого из которых находилось 35 тысяч микротвэлов с диаметром 0,5-0,7 мм. В каждом из микротвэлов содержалось по 1 г 235U и 10 г 232Th. Замедлителем выступал графит, как входящий в состав твэлов, так и дополнительно введённый в зону в виде шаров, сделанных из чистого графита.

Твэл реактора THTR-300



Принципиальная схема АЭС с THTR-300


Причины отказа Германии от THTR-300 носят комплексный характер. О сложности перехода на торий сказано выше. Торий закрыл также для THTR зарубежный рынок, так как ториевые реакторы требовали уран почти 100%-ного обогащения, что немедленно вошло в противоречие с нераспространением.

Свой вклад внёс Чернобыль, негативно отразившийся на настроениях германской общественности. Последней каплей стало поведение владельцев THTR, которых пришлось привлекать к судебной ответственности за нечестную конкуренцию.

Они попытались списать на Чернобыль собственные выбросы, рассудив, что на фоне постчернобыльской истерии в Европе их грехи никто не заметит. Но мониторинг состава выбросов в Германии показал, что, по крайней мере, часть из них происходит из THTR, а не из советского аварийного реактора, и дело закончилось весьма конфузным и неприятным для германской атомной отрасли судом.

Часть 3

ВТГР (ВысокоТемпературный Газовый Реактор) - дорога, вымощенная благими намерениями

http://www.atominfo.ru/news/air7896.htm

Южноафриканское возрождение

После США и Германии, эстафетную палочку приняла Южная Африка. Страна нуждалась в новом атомном символе, который позволил бы ЮАР сохранить после демонтажа военной программы статус передовой ядерной державы, ведущей самостоятельные реакторные разработки. Второе, что требовалось - занять чем-то полезным специалистов, оставшихся не у дел после разоружения.

В 1998 году стартовал проект, получивший название PBMR - Pebble-Bed Modular Reactor. Спустя месяцы южноафриканцы выкупили у германских коллег лицензии на основные технологии, применявшиеся в германских ВТГР, в том числе, лицензию на шаровые твэлы. С 2000 года существует компания PBMR, бывшая на первых порах 100%-ной дочкой южноафриканского энергетического гиганта "Eskom".

На первый взгляд, проект PBMR развивался нормально, но в нём были вещи, заставлявшие насторожиться. Проектанты из ЮАР не внесли в полученные от Германии технологии ничего принципиально нового, что позволило бы сказать - в Германии такие реакторы не пошли по таким-то и таким-то причинам, и в ЮАР было сделано то-то и то-то, чтобы извлечь уроки из германских ошибок.

Искушённый читатель в этом месте должен воскликнуть, что автор вводит всех в заблуждение. Ведь, в отличие от германских проектов, реактор PBMR имеет одноконтурную схему, и гелий из активной зоны идёт напрямую на турбину.

     Температура гелия на входе в активную зону PBMR составляет 500°C, а его входное давление - 90 бар. Газ проходит зону в направлении сверху вниз и покидает её, нагретый до 900°C. Далее гелий следует на турбину, выходит из неё при температуре 500°C и давлении 26 бар, охлаждается, сжимается, вновь нагревается и подаётся на вход активной зоны.

     Более подробно о проекте PBMR можно прочитать в публикации AtomInfo.Ru PBMR - Африка делает сама.

Но вспомните начало статьи и абзац о двух направлениях в развитии ВТГР. Одноконтурная схема, такая же, как принятая в африканском реакторе, обсуждалась на самых ранних стадиях зарождения высокотемпературных технологий.

От одноконтурного решения отказывались по следующей причине. В прямом газотурбинном цикле по кругу ходят сотни тысяч твэлов. При испытаниях на чистом гелии турбина работала нормально, но летающие вместе с газом топливные шары становятся источником пыли - от столкновений, механических разрушений и так далее.

Теперь представим себе, что такое пыль в потоке газа, двигающемся со скоростью 100 м/с? Это абразивный поток. Сколько времени турбина сможет простоять в абразивном потоке? Конкретного ответа на этот вопрос разработчики PBMR не дают.

Конечно, есть технические решения, направленное на борьбу с механическими примесями в гелии. Можно, например, предусматривать вымораживающие системы, удаляющие из гелия посторонние частицы. Это даст свой эффект, но полной очистки контура добиться не получится, а значит, требуются длительные эксперименты и опытная эксплуатация пилотных установок, чтобы установить, как скоро турбины в одноконтурной схеме будут выходить из строя.

Второй вопрос - непонятно, как южноафриканцы собираются обеспечивать надёжное управление реактором в прямом газотурбинном цикле. Копий по этому поводу было сломано немало.

Есть и чисто спекулятивное обстоятельство, заставляющее морщиться многих. Создатели PBMR называют его "маленьким реактором". Он, действительно, маленький по мощности. Но если взять его размеры, то маленькой установкой назвать его никак нельзя. Энергонапряжённость PBMR - это величина порядка 10 кВт с литра. При таких низких параметрах, геометрически PBMR окажется сравнимым с тысячниками-легководниками.

А ведь размеры прямо влияют на капвложения! О дороговизне своей установки наши коллеги из ЮАР по-детски умалчивают, настаивая на своём определении PBMR как маленького реактора. Да, он мал по мощности, но по капвложениям, по ценам на корпус и другое основное оборудование и трубопроводы он велик.

Часть 4

ВТГР (ВысокоТемпературный Газовый Реактор) - дорога, вымощенная благими намерениями

http://www.atominfo.ru/news/air7896.htm

Экономика сегодня стала решающим фактором, который определяет судьбы инновационных проектов. Выше перечислялись причины, заставившие немцев закрыть THTR, но была забыта ещё одна - киловатт-час на THTR стоил в 2,5 раза дороже, чем у обычных реакторов.

И в проекте PBMR не сделано практически ничего, чтобы сократить этот разрыв. Простое удаление второго контура снижает стоимость киловатт-часа на 10-15%, но никак не в 2,5 раза, да и этот выигрыш может обернуться проигрышем из-за частой замены выходящих из строя в абразивном потоке турбин.

В компании "Eskom", по всей видимости, проанализировали все эти обстоятельства и пришли к однозначным выводам. Энергетики начали постепенно отказываться от своей дочки, продавая её акции зарубежным инвесторам. Если судить по последним новостям на AtomInfo.Ru, то проект PBMR находится сейчас на стадии банкротства и может быть закрыт в следующем году.

Надежда на внешних инвесторов слаба. Долгое время проектом PBMR интересовались американцы. Почему? Они полагали, что сумеют пройти процедуру лицензирования в комиссии по ядерному регулированию США проще и быстрее, чем с новыми модификациями легководников, так как PBMR - это новый проект с чистой кредитной историей.

Однако и здесь приверженцев ВТГР подстерегала неудача. Американские регуляторы по факту отказались рассматривать заявки на новые технологические решения, выходящие за рамки proven technology. Ожидать вердикта от атомнадзора США по проекту PBMR придётся долгие годы, если не десятилетия. Но зачем тогда вкладывать деньги в не лицензированный и поэтому не реализуемый проект?

Азиатское продолжение

Следующими за высокотемпературные технологии взялись в Азии. В Японии после долгих колебаний был построен исследовательский реактор HTTR мощностью 30 МВт(эл.) призматического типа. Его пустили в 1998 году. Понять, насколько задержались японские ВТГР, можно, обратившись к архивам МАГАТЭ - в 1975 году, то есть 34 года назад, Япония говорила о строительстве призматического ВТГР мощностью до 1160 МВт(эл.).

Вслед за Японией, к высоким температурам двинулся Китай. В отличие от Японии, Китай идёт по пути Южной Африки. То есть, китайские HTR, будь то исследовательский HTR-10 или демонстрационный HTR-PM, основаны на купленных у Германии лицензиях.

Это стоило бы подчеркнуть отдельно. Китайская инновационная разработка в области ВТГР представляет собой не более, чем слегка подправленный клон германских технологий 1968 года. Причём Германия сумела на практике получить на выходе из активной зоны 950°C, а Китаю, прежде чем двигаться дальше, ещё только предстоит повторить старые германские достижения.

   Вывод о 950°C для германского высокотемпературного реактора AVR сейчас оспаривается, опираясь на рассекреченные документы германской атомной отрасли. Реактор AVR, на который в неявном виде ссылается автор статьи, действительно имел разрешение надзорных органов на работу с температурой выхода из зоны 950°C, но это разрешение было быстро отозвано.

     Причина отзыва банальна. При таком подогреве гелия в активной зоне, температура топлива доходила до 1400°C, что на 200°C превышало проектные пределы. - AtomInfo.Ru.  

Желание всё новых и новых стран, будь то ЮАР, Япония или Китай, попробовать свои силы в высокотемпературной атомной энергетике можно только приветствовать, ведь цели их благородны. Мирный атом работает в наши дни только на производство электричества, и даже в этом секторе занимает весьма скромные позиции.

Наше знамя - Франция, но, помимо Франции, трудно назвать страну, где атом превалировал бы при генерации электричества. А электроэнергетика - это треть, если не четверть от общего энергетического баланса. Атомным технологиям нужно приходить в промышленность, в транспорт, чтобы внести должный вклад в благое дело борьбы за экологически чистую энергетику.

Реакторы ВТГР могли бы помочь в достижении этих целей, но, к сожалению, всерьёз рассчитывать на них в ближайшие десятилетия нельзя. Подобно термояду, технология ВТГР была, есть и будет будущим энергетики.

Задайте прямой вопрос любому из сторонников высокотемпературных реакторов - с какими проблемами мы столкнёмся, если завтра у нас появятся ВТГР? Если ваш собеседник будет честен с вами, то он ответит - слава Богу, ни с какими, потому что завтра они не появятся.

ИСТОЧНИК: Научный сотрудник, для AtomInfo.Ru

ДАТА: 28.10.2009

Спасибо за статью.  А что наши собираются делать? Кириенко говорил про высокотемпературные газовые реакторы для производства водорода: в этом варианте турбины не обязательна (как у немцев и африканцев) - может и прокатит?  :)

Цитата: Дозик от 02.11.2009 12:36:07
Спасибо за статью.  А что наши собираются делать? Кириенко говорил про высокотемпературные газовые реакторы для производства водорода: в этом варианте турбины не обязательна (как у немцев и африканцев) - может и прокатит?  :)

Это обычная присказка, когда говорят о ВТГР, и Кириенко тут и не первый, и не второй, и даже не сотый. Пока, насколько я понимаю, даже пилотного проекта нет.

Цитата: Жук от 30.10.2009 19:58:39
Давно хотел спросить у специалистов: а что происходит с блоками, выведенными из эксплуатации? Неужели все эти мегасооружения так и остаются навсегда ненужными и постепенно разрушающимися тысячами кубометров железобетона и тоннами устаревшего оборудования?

Что происходит с блоками (ВВЭР):
1. Выгружается топливо.
2. Сливается второй контур.
3. Происходит разбор оборудования второго контура. Турбины, генераторы, паро/водопроводы.
4. Слив первого контура, со стандартными процедурами обращения с ЖРО - выпаривание, стеклование и т.п.
5. Разбор первого контура - процедуры разные - от стеклования до плазменной очистки.
6. Разбор строительной оболочки - после разбора первого и второго контура.
7. Терраформинг - зеленая лужайка на месте бывшего блока.

До 6. и 7. ступени насколько мне известно еще ни одна страна не добралась.

Цитата: Gerst от 03.11.2009 14:09:45
Что происходит с блоками (ВВЭР):
1. Выгружается топливо.
2. Сливается второй контур.
3. Происходит разбор оборудования второго контура. Турбины, генераторы, паро/водопроводы.
4. Слив первого контура, со стандартными процедурами обращения с ЖРО - выпаривание, стеклование и т.п.
5. Разбор первого контура - процедуры разные - от стеклования до плазменной очистки.
6. Разбор строительной оболочки - после разбора первого и второго контура.
7. Терраформинг - зеленая лужайка на месте бывшего блока.

До 6. и 7. ступени насколько мне известно еще ни одна страна не добралась.

Зеленые лужайки видел на месте двух исследовательских реакторов. Оба были тяжеловодными на оружейной концетрации уране: один в Институте теоретической и экспериментальной физики в Москве, второй, DIDO,  в Исследовательском центре в Юлихе, Германия. Собственно разборку DIDO не видел, он был на месте, а через несколько месяцев там же появился --- таки лужайка! Бассейновых исследовательских вроде как в МИФИ до сих пор успешно пашет, по всему миру и по бывшему СССР выведено из эксплуатации много, в той же Мцхете в Грузии или в Саласпилсе в Латвии.

Уважаемые форумисты! Кто-нибудь владеет информацией о соотношении себестоимости производства электроэнергии в наших ТЭЦ на угле и на газе? И какая часть электроэнергии в России производится на газе?

Цитата: prof от 04.11.2009 08:51:13
Уважаемые форумисты! Кто-нибудь владеет информацией о соотношении себестоимости производства электроэнергии в наших ТЭЦ на угле и на газе? И какая часть электроэнергии в России производится на газе?

Смотрим и читаем:

http://www.atomstroy…advantage/

Цитата: Dobryak от 04.11.2009 09:51:04
Смотрим и читаем:

http://www.atomstroy…advantage/

Спасибо, но ведь ОЭСР приводит среднемировые данные. А по России есть данные?

Цитата: Gerst от 03.11.2009 14:09:45
Что происходит с блоками (ВВЭР):
1. Выгружается топливо.
2. Сливается второй контур.
3. Происходит разбор оборудования второго контура. Турбины, генераторы, паро/водопроводы.
4. Слив первого контура, со стандартными процедурами обращения с ЖРО - выпаривание, стеклование и т.п.
5. Разбор первого контура - процедуры разные - от стеклования до плазменной очистки.
6. Разбор строительной оболочки - после разбора первого и второго контура.
7. Терраформинг - зеленая лужайка на месте бывшего блока.

До 6. и 7. ступени насколько мне известно еще ни одна страна не добралась.

Вопрос ко всем знающим на ветке, кто в курсе? А одноконтурный РБМК так до "зеленой лужайки" тоже можно разобрать? Или слишком сложно и грязно? Можно сказать, что сегодня и еще долго будет "Изя, все" - будет так торчать три блока РБМК-1000 на ЧАЭС+4-блок"Укрытие"(Саркофаг) до мы рождены, чтоб S.T.A.L.K.E.R. сделать былью! Страшного Суда!

Цитата: КиевлянинЪ от 05.11.2009 02:29:18
Вопрос ко всем знающим на ветке, кто в курсе? А одноконтурный РБМК так до "зеленой лужайки" тоже можно разобрать? Или слишком сложно и грязно? Можно сказать, что сегодня и еще долго будет "Изя, все" - будет так торчать три блока РБМК-1000 на ЧАЭС+4-блок"Укрытие"(Саркофаг) до мы рождены, чтоб S.T.A.L.K.E.R. сделать былью! Страшного Суда!

Я так понимаю, что до "зеленой лужайки" разбирали только небольшие реакторы. С РБМК вряд ли такое получится. Насколько понимаю, по российским, еще решений нет. Есть несколько вариантов. Топливо, ЖРО - понятно. Но что делать с высокоактивными технологическими отходами?
Проще всего - законсервировать на дцать лет.  :)