Ядерная и углеводородная энергетики

Цитата: Фёдор144 от 12.05.2017 16:38:16и где там высокотехнологичность в оргкомитете?

       Ну-у-у, моя должность называлась "специалист по системам энергоснабжения" или "менеджер-энергетик". Занимался контролем проектирования, монтажа и эксплуатации сети энергоснабжения одного из участков Олимпийской деревни (приморский кластер).

Ханфорд: просевший тоннель

AtomInfo.Ru, ОПУБЛИКОВАНО 12.05.2017

9 мая 2017 года на американском ядерном объекте в Ханфорде произошёл инцидент в одном из мест хранения радиоактивных отходов.

Инцидент 9 мая

Объект "Ханфорд", стоящий на берегу реки Колумбия в штате Вашингтон - один из крупнейших американских военных ядерных объектов времён холодной войны.

Среди прочего, здесь в период 1944-1988 годов производили плутоний для военной программы. Нежелательным побочным результатом этой деятельности стало образование большого количества отходов, хранение которых было организовано непосредственно на площадке.

Когда говорят о ханфордских отходах, то обычно имеют в виду, в первую очередь, баки с жидкими отходами. Однако инцидент 9 мая 2017 года произошёл не с ними, а в одном из тоннелей, в которых хранится часть отходов плутониевого завода.

Плутониевый завод (PUREX plant). Тоннели идут на юг от восточной стороны завода (юг на фотографии - вверху).

Утром 9 мая 2017 года работники объекта обнаружили провал грунта в насыпи над одним из тоннелей. Размеры провала составили примерно 20×20 футов (примерно 6×6 метров).

На объекте была объявлена чрезвычайная ситуация уровня "Alert" (Внимание!), предполагающая, что персонал, не находящийся вблизи места инцидента, не подвергается опасности.

Спустя несколько часов, однако, ЧС переклассифицировали более высоким уровнем "Site Area Emergency" (чрезвычайная ситуация на площадке). Данный уровень предполагает, что опасность не выйдет за пределы объекта "Ханфорд", но для персонала, находящегося на объекте, присутствует опасность. Часть работников была временно эвакуирована.

Провал, фото Ханфорд.



По результатам измерений было установлено, что выброса не произошло. На следующий день, 10 мая 2017 года, работники засыпали провал в насыпи над тоннелем.

Объект "Ханфорд" распространил видео о ходе работ по засыпке провала. Работники в ходе операции использовали средства индивидуальной защиты (спецодежда, воздушные фильтры), а поливальная машина прибивала поднимавшуюся пыль.

Работы по засыпке провала, фото Ханфорд.



Тоннели плутониевого завода

Всего от плутониевого завода отходят два тоннеля. Наиболее старый из них, известный также как тоннель №1, был построен в 1956 году.
Внутри тоннеля №1 проложена однопутная железная дорога. Её использовали для доставки на плутониевый завод облучённых материалов для переработки, а впоследствии переориентировали на хранение отходов, размещавшихся в железнодорожных вагонах, специально приспособленных для этих целей.

К месту стоянки вагоны доставлялись дистанционно управляемым локомотивом. В принципе, каждый из вагонов можно извлечь из тоннеля, однако в связи с тем, что тоннель фактически представляет собой железнодорожный тупик, эту операцию можно производить только по принципу стека (последним вошёл - первым вышел).

Тоннель №1 имеет прямоугольное сечение 19×22 футов (5,8×6,7 метров), его длина - 358 футов (более 109 метров). В тоннеле достаточно места для размещения восьми вагонов с отходами.

Стены тоннеля №1 - бетонные на участке длиной 100 футов (30,5 метров), прилегающем к соединению с тоннелем №2, и деревянные на остальной длине. Сверху тоннель прикрыт слоем грунта примерно 8 футов (более 2,4 метров).

Провал грунта 9 мая 2017 года был обнаружен именно на тоннеле №1, на участке вблизи соединения с тоннелем №2.

Строительство тоннеля №1, октябрь 1955 года, фото "Westinghouse".


Строительство тоннеля №2 было завершено в 1964 году. Его протяжённость составляет 1686 футов (около 514 метров). В тоннеле хватает места для 40 вагонов с отходами, однако в настоящее время в нём находится всего 28 вагонов.

Тоннель №2 отличается от первого тоннеля как формой, так и материалами - его делали уже более надёжным.

Первый вагон с отходами был поставлен в тоннеле №2 в декабре 1967 года, а последний, 28-ой по счёту - в августе 2000 года.
Всего в тоннеле находятся 23 вагона с отходами плутониевого завода, два вагона с отходами здания №324 (лаборатория химии и материалов) и три вагона с баками для жидких отходов ёмкостью 20 тысяч галлонов (75,7 тысяч литров) каждый.

Строительство тоннеля №2, август 1964 года, фото "Westinghouse".


Сравнение тоннелей №1 и №2.

Содержимое тоннелей

Отходы, хранящиеся в обоих тоннелях, представляют собой загрязнённое оборудование, а также промышленные отходы плутониевого завода и некоторых других зданий и лабораторий объекта "Ханфорд".

Некоторое оборудование помещено в контейнеры, однако значительная часть оборудования установлена непосредственно в вагоны без дополнительной защиты.

В тоннелях не хранятся делящиеся материалы или отходы переработки облучённого топлива. Однако содержимое тоннелей загрязнено как по изотопам плутония и америция, так и по изотопам ¹³⁷Cs и ⁹⁰Sr.

Кроме того, в отходах присутствуют барий, кадмий, хром, свинец, ртуть, серебро и соли серебра, масла и другие вещества.

Суммарную активность в обоих тоннелях можно оценить только приблизительно. По некоторым оценкам, всего в тоннеле №1 содержится 20-30 тысяч кюри, а в тоннеле №2 - более 500 тысяч кюри.

Инцидент 9 мая 2017 года завершился относительно благополучно, без выбросов. Однако он стал ещё одним напоминанием о том, что проблему ядерного наследия необходимо решать, иначе она может напомнить о себе - причём весьма чувствительно.

Аудиторы GAO о выборе метода утилизации отходов Ханфорда

AtomInfo.Ru, ОПУБЛИКОВАНО 13.05.2017

Программа обращения с ядерным наследием на военном объекте "Ханфорд" (США) - одна из крупнейших в мире, говорится в отчёте, подготовленном главной бухгалтерской службой США (GAO, аналог Счётной палаты).

В Ханфорде нарабатывали плутоний для военных нужд в период 1944-1988 годов. За это время было накоплено большое количество радиоактивных отходов.

"Так как для производства плутония использовались различные процессы, то отходы, хранящиеся в баках в Ханфорде, представляют собой более сложную смесь радиоактивных и токсичных составляющих, чем аналогичные отходы на других площадках министерства энергетики(DoE)", - говорится в отчёте GAO.

Почти 25 лет назад DoE выбрало витрификацию как метод утилизации низкоактивных отходов из Ханфорда. Выбор был сделан, исходя из имевшихся на тот момент знаний и опыта.

Однако, отмечают аудиторы, за прошедшее время DoE столкнулось в Ханфорде со значительными техническими трудностями, появление которых было невозможно предсказать в момент выбора витрнфикации как метода утилизации.

Министерство "потратило более 19 миллиардов долларов на обращение с баками и строительство установки (по витрификации), при этом не переработав ни единой партии отходов" в Ханфорде.

Аудиторы добавляют, что на другом объекте ("Саванна-Ривер") дела обстоят лучше - там было переработано порядка 4 миллионов галлонов низкоактивных отходов. При этом был использован альтернативный метод - цементирование РАО, оказавшийся более дешёвым, чем витрификация.

Аудиторы считают, что министерство энергетики должно внимательно подойти к выбору метода утилизации ханфордских РАО, приняв во внимание современные знания и учитывая ограниченность бюджета.

В отчёте указывается также, что общая стоимость программ по ликвидации ядерного наследия в США составляет более 250 миллиардов долларов.

Сравнение положения дел в Ханфорде и Саванна-Ривер.

---

"Включение в цемент является одним из самых распространённых методов отверждения и иммобилизации радиоактивных отходов низкого и среднего уровня активности.

Во многом благодаря доступности и дешевизне технологического оборудования и матричных материалов, негорючести конечного продукта, отсутствию у него пластичности, относительной простоте технологических процессов, цементирование получило широкое применение при иммобилизации радиоактивных отходов.

Способность цемента связывать воду особенно важна при кондиционировании жидких радиоактивных отходов (ЖРО).

Однако кажущаяся простота процесса цементирования (взаимодействие цемента с водой) в случае отверждения радиоактивных отходов может значительно осложняться теми химическими процессами, в которых помимо воды могут принимать участие все химические компоненты радиоактивных отходов, что неизбежно отражается на самом процессе цементирования и на качестве конечного отверждённого продукта.

Поэтому понимание химической природы цементирования необходимо для правильного планирования и реализации этого процесса в приложении к отверждению конкретных радиоактивных отходов".

http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/36/030/36030790.pdf

http://tnenergy.live…05346.html

Автор изредка появляется на ГА и самолично. Содержательный, как всегда у этого автора, рассказ о перипетиях демонтажа Игналинки. Как было известно давно, работу ведет баварская (по прописке) "Nukem", которая чисто случайно со всеми корнями дочка Росатома. Как автор подчеркивает, демонтаж Игналинского РБМК интересен, тем самым, не столько с точки зрения заработка, а как бесценный полигон по отработке технологий, которые понадобятся при выводе из эксплуатации  наших РБМК на Смоленской, Курской и Ленинградской АЭС.

А теперь вперед к чтению.

Легенда ядерного щита России.
На посту главного конструктора ВНИИА на протяжении 33лет Бриш занимался всем комплексом вопросов, связанных с разработкой, производством  и эксплуатацией ядерных боеприпасов.  Под его руководством и при его личном участии был выполнен ряд работ, имеющих большое государственное значение, разработаны, испытаны и переданы в серийное производство многие образцы новых высокоэффективных ядерных боеприпасов для комплексов оружия различных видов Вооруженных Сил.



Несколько фактов из жизни:

1. С будущей женой Любой судьба связала Аркадия ещё в 10 классе школы. В домике школьного сторожа начался пожар и будущий выдающийся учёный принялся его тушить, а Люба подавала ему вёдра с водой. Так и познакомились.

2. Мечтал стать летчиком в детстве, но из-за близорукости не прошёл ни в летчики, ни в машинисты паровоза. Зато поступил в школу электромонтеров, а затем на физико-математический факультет Белорусского государственного университета по специальности «Физика».

3. Пришёл в партизанское движение с первых дней войны: нелегально слушал радиопередачи из Москвы, создавал явочные квартиры, тайники с оружием и боеприпасами, добывал для партизанских отрядов радиоприемники и медикаменты.

4. Весной 1947 пришёл на работу в Арзамас-16. Разработал электродетонаторы, системы подрыва и нейтронного инициирования для советского «атомного» проекта: бомб РДС-3 и РДС-5 и межконтинентальной баллистической ракеты Р-7.

5. Стал свидетелем сотни ядерных взрывов и переживал из-за их запрета: во-первых, с их помощью можно решать мирные задачи, например, прокладывать русла новых рек, а, во-вторых, красиво.

6. В 1964 году стал главным конструктором ВНИИА им. Духова и проработал в институте до самой смерти. В 1997 стал почётным научным руководителем ВНИИА и почётным членом Российской академии ракетных и артиллерийских наук

7. Был таким трудоголиком, что коллеги ввели единицу деловой активности – «один Бриш». Это была недосягаемая величина, обычно пользовались в тысячу или в миллион раз меньшими единицами – «милли-Бришами» или «микро-Бришами». А ещё «Бришами» называли сотрудников его института.

8. Не боялся нового, доводил до успеха «недоводимые разработки», всегда и во всем был бойцом и одновременно имел здоровый страх перед собственной ошибкой и постоянно во всем подстраховывался.

9. По слухам, стал автором высказывания «Сила моего ума заключается в том, что я всегда могу отказаться от данного ранее слова и объяснить, почему».

10. Активно втягивал коллег в горнолыжный спорт и проводил легендарные «мозговые атаки» на работе, когда ни то, ни другое еще не было модным.

Цитата: Труффальдино от 16.05.2017 15:26:45Странно, но в статье нигде не упоминается про пористость цементного камня после застывания. А ведь цемент, поглотив воду, не поглотит радиоактивные частицы, и после исчерпания поглощения воды клинкером в дальнейшем поступление воды будет вымывать радиоактивные частицы. 
Причём решение очень простое, но как раз его я не нашёл - добавление гидроизолирующих добавок в цемент, чтобы после застывания поры закупоривались полимерным материалом, препятствуя поступлению воды как внутрь, так и изнутри. 
Причём поры будут образовываться ещё и за счёт теплового нагрева не только клинкера, но и радиоактивных материалов, что приведёт к выпариванию воды и соответственно, дополнительному образованию крупных пор-каналов для вывода пара. Т.е. цементный камень после окончательного застывания нужно ещё раз обработать для герметизации пор. 
Собственно, прочитал картинки технологий в конце, там походу цементную смесь заливают в металлические контейнеры, а защиту от влаги обеспечивают защитой хранилища в целом, но ИМХО, неплохо бы ещё дополнить фиксацией отходов в самом камне - в нашем мире всё слишком изменчиво, и ещё одна степень "защиты от дурака" не помешает, тем более, что это недорого... 
Впрочем, могут быть чисто радиоактивные заморочки, вроде разложения гидроизолирующих присадок излучением.

Я в детали технологии никогда не вдавался... и опыта работы с бетоном сверх того, что назвал "бытовым", у меня нет.

Цитата: Dobryаk от 16.05.2017 16:14:27Я в детали технологии никогда не вдавался... и опыта работы с бетоном сверх того, что назвал "бытовым", у меня нет.

В приведённой Вами статье, в общем всё описано. Придумывать ничего не надо. 
Единственная особенность учитывать хим. состав ЖРО, там есть нюансы. 
А активность ЖРО (имея в в виду низко- средне-активные), с точки зрения радиационного воздействия на матрицу (и нагрева) - мизерные т.к. к средне-активным относятся ЖРО с активностью от 10⁴ до 10⁷ Бк/кг (по бета-), т.е. порядка 50 мКи/бочку.

Новые способы удержать расплав

«Гидропресс» вернулся к разработкам 1990-х годов, позволяющим управлять запроектными и тяжелыми авариями. Они рассматриваются как хорошее решение для действующих блоков с реакторами ВВЭР, а в перспективе могут стать альтернативой ловушке расплава. О том, что это за проекты и каковы перспективы их внедрения, нам рассказал начальник группы ОКБ «Гидропресс» Станислав Пантюшин.

Текст: Александр Южанин   http://atomicexpert.com/page776731.html

ОКБ «Гидропресс» разработало два проекта, позволяющих существенно повысить безопасность действующих АЭС и в случае возникновения тяжелой аварии не допустить развития ситуации, подобного тому, что произошло на АЭС «Фукусима-1».

Это устройство наружного охлаждения корпуса реактора (УНОКР), предназначенное для энергоблоков ВВЭР-440, а также система удержания расплава и охлаждения корпуса реактора (СУРОК) — для более мощных и современных ВВЭР-1000.

Задача этих конструкций — удержание расплава топлива внутри корпуса реактора в случае возникновения тяжелой аварии. Впервые о разработке подобных устройств российские атомщики задумались после чернобыльской аварии, послужившей причиной для пересмотра нормативов безопасности и осознания необходимости управления тяжелыми авариями. В результате анализа конструкций действующих энергоблоков специалисты констатировали, что в случае подобной аварии расплав прожжет корпус реактора, затем — защитную оболочку и уйдет в грунт.

Тогда и родилась идея локализовать расплавившуюся активную зону в пределах корпуса реактора, играющего роль естественного защитного барьера. Предполагалось создать систему циркуляции воды, заливающей корпус реактора снаружи для его охлаждения и предотвращения проплавления, рассказывает С. Пантюшин. В свое время, эта идея нашла отражение и в проекте ВВЭР-640, предусматривавшем наличие подобного механизма. Вопрос локализации расплава активной зоны применительно к действующим АЭС с РУ ВВЭР обострился после аварии на АЭС «Фукусима-1».

Концерн «Росэнергоатом», эксплуатирующий российские АЭС, предложил «Гидропрессу» оценить возможность оборудования устройствами локализации расплава в корпусе реактора действующих энергоблоков ВВЭР-440 и ВВЭР-1000.

«Мы провели проектные и исследовательские работы, подтвердившие возможность установки подобных систем. Сейчас настала очередь подготовки технического проекта, финансирование которого мы активно обсуждаем с „Росэнергоатомом". Предполагается, что пилотными для нас станут 3-й и 4-й блоки ВВЭР-440 Кольской станции. После этого можно приступить к модернизации оставшихся 440-х, а закончив с ними, перейти к оборудованию системами локализации расплава действующих ВВЭР-1000», — рассказывает собеседник «Атомного эксперта».

УНОКР и СУРОК

Сегодня в России эксплуатируются пять энергоблоков ВВЭР-440: четыре на Кольской и один — на Нововоронежской АЭС; а также 12 энергоблоков ВВЭР-1000, не имеющих ловушки расплава: на Балаковской, Калининской, Ростовской и Нововоронежской станциях.

«Гидропресс» предлагает модернизировать эти блоки, оборудовав их устройствами и системами охлаждения корпуса реактора. Идея довольно проста. В пределах реакторного отделения устанавливаются емкости (или используются имеющиеся в проекте) с запасом воды, соединенные через вентиляционные каналы с бетонной шахтой, в которой находится корпус реактора. В случае аварии открывается вентиль, вода затопляет корпус, и расплавленная активная зона через корпус отдает тепло воде. Нагреваясь, вода выкипает, пар поднимается вверх, попадает на специальную конденсатную поверхность, снова превращается в воду, возвращаемую обратно к корпусу ректора, объясняет С. Пантюшин.

Принцип работы УНОКР и СУРОК идентичен; проекты различаются из-за разницы в конструкциях энергоблоков: источники воды находятся в разных местах, по-разному устроена система вентиляции, а главное — мощность ВВЭР-1000 более чем в два раза выше. «Поэтому наши технологи назвали для 440-го это „устройством", так как оно технически проще, а для тысячника — „системой", требующей решения ряда дополнительных задач, в частности, интенсификации отдачи тепла воде из-за более высокой мощности тысячника», — продолжает эксперт.

Схема охлаждения корпуса ректора для ВВЭР-ТОИ и ВВЭР-600 (СУРОК)

Цена вопроса
Для подготовки технического проекта и разработки проектно-сметной документации — это следующий этап реализации проекта — необходимо финансирование.

И сейчас «Росэнергоатом» пытается изыскать требуемые средства, отмечает С. Пантюшин. Помимо этого, необходимо провести ряд дополнительных экспериментов, так как некоторые данные, полученные в 1990-х годах, потеряли свою актуальность. «На технический проект и дополнительные исследования требуется порядка 150–200 миллионов рублей; это не такие уж большие деньги с учетом невысокой стоимости последующих работ по модернизации, — считает сотрудник «Гидропресса». — Если начать прямо сейчас, то разработка техпроекта и проведение экспериментов займут 1,5–2 года, после чего необходимо будет получить разрешение надзорного органа сначала на монтаж, а потом — на промышленную эксплуатацию системы». Работы по модернизации будут проводиться последовательно. Сначала устройством удержания расплава предполагается оборудовать энергоблоки ВВЭР-440, так как для них технические решения проще и требуют меньших затрат. Затем настанет очередь модернизации ВВЭР-1000.

Разная степень сложности в реализации этих проектов — одна из причин того, что НТС Росатома одобрил УНОКР и рекомендовал доработать СУРОК, проведя ряд дополнительных исследований и расчетов, объясняет С. Пантюшин. Поэтому сначала предполагается подготовить техпроект модернизации ВВЭР-440 и параллельно проводить эксперименты, подтверждающие возможность применения подобных решений на ВВЭР-1000.

Альтернатива ловушке

Для действующих реакторов альтернативы УНОКР и СУРОК нет, так как конструкция уже построенных АЭС не позволяет оборудовать их ловушкой расплава, применяемой на новых и строящихся энергоблоках, для нее просто нет места, продолжает собеседник «Атомного эксперта».

Более того, по мнению специалиста «Гидропресса», после доработки СУРОК и ее внедрения на действующих ВВЭР-1000 систему можно будет использовать как альтернативу ловушке расплава на новых энергоблоках-тысячниках.

Метод локализации расплава внутри корпуса реактора более безопасен и экономически эффективен, чем использование ловушки, уверен наш собеседник. Ловушка — это устройство для локализации расплава, позволяющее сохранить целостность защитной оболочки, но не задействующая третий барьер безопасности — корпус реактора. Минус ловушки в том, что продукты деления оказываются за пределами реактора, гермообъем в пределах 3-го контура безопасности загрязняется, и зайти в него становится уже невозможно.

Тогда как в случае удержания расплава в корпусе все опасные вещества, продукты деления, активность остаются в пределах реактора, что дает возможность провести утилизацию опасных веществ. Если расплав все же выйдет из корпуса реактора, он поступит в воду, которая будет его охлаждать. Тут тоже есть свои проблемы — попадание горячего расплава в холодную воду может привести к паровому взрыву; но эти потенциальные угрозы просчитываются и обосновываются в рамках технического проекта, проводится анализ отказа или неуспешного функционирования и просчитывается на математических моделях, подчеркивает специалист «Гидропресса».

Еще один минус ловушки — ее более высокая стоимость. «Во-первых, строительство ловушки занимает довольно длительное время; ее поставка и размещение — это не дни, не недели — это месяцы! — говорит собеседник «Атомного эксперта». — Во-вторых, убрав ловушку, мы сможем сделать меньше защитную оболочку, снизив ее высоту на 4–5 метров, это значительная экономия денег. Бетон, время монтажа, время изготовления оборудования — это хорошая экономика».

ВВЭР-ТОИ и ВВЭР-600

Специалисты «Гидропресса» убеждены, что СУРОК можно использовать и в проекте ВВЭР-ТОИ.

«Мы предлагали такое решение на стадии концептуального проекта ВВЭР-ТОИ, и оно до сих пор идет как опция проекта, — рассказывает С. Пантюшин. — В чем смысл проекта ТОИ? Управляющий комитет решил не вкладываться в новые разработки, а пойти по пути оптимизации имеющихся решений. При выходе на международный рынок проекта ТОИ заказчикам будет предлагаться: либо ставить ловушку, либо наружное охлаждение». Это делается с учетом того, что система наружного охлаждения — не новое решение в мировом масштабе, она используется зарубежными коллегами в новых проектах: АР-600, АР-1000 — американские аналоги, APR-1400 — корейский проект. Есть еще один новый проект, где система СУРОК рассматривается уже как базовая, — это энергоблок ВВЭР-600. Такие блоки планируется строить как замещающие мощности на Кольской станции, а затем предлагать их зарубежным заказчикам, продолжает собеседник «Атомного эксперта».

Окупить и заработать

Стоимость внедрения системы наружного охлаждения корпуса реактора для действующих российских энергоблоков представитель «Гидропресса» оценивать не берется, так как она зависит от ряда еще не определенных факторов, к тому же первый проект всегда обходится дороже, чем его последующее тиражирование.

Тем не менее можно провести аналогию с опытом европейцев, оборудовавших несколько энергоблоков ВВЭР-440, построенных в свое время советскими специалистами, внутрикорпусными системами удержания расплава. Впервые подобная система была внедрена на АЭС «Ловииса», работы обошлись порядка ­$25–50 млн, рассказывает С. Пантюшин. После этого решение тиражировалось на АЭС «Пакш», «Моховце», «Дукованы» и обошлось в значительно меньшие суммы, так как отпала необходимость в экспериментальном обосновании и ряде других, ранее проведенных работ.

«Естественно, тиражировать что-то гораздо дешевле, чем делать в первый раз, и, думаю, в случае с модернизацией энергоблоков в России порядок цифр будет соизмеримым, — прогнозирует эксперт. — Я не могу сейчас назвать конкретную цифру, потому что надо учесть много параметров: оборудование, монтаж, убыток от простоя блока; все это просчитывается при подготовке технического проекта». В то же время, когда технология будет отлажена и появится референтность, проект окупится и начнет приносить прибыль, уверен С. Пантюшин. «Мы сможем вместе с „Русатом Сервис" поставить эту систему на зарубежные тысячники: на Украину, в Болгарию, в Чехию — везде, где есть наши ВВЭР-1000, даже на АЭС „Бушер", где также нет ловушки. Но никто не хочет ждать, все хотят получить прибыль немедленно», — с грустью констатирует эксперт.

Догнать европейцев

Тем временем европейские коллеги активно ведут работу по внедрению систем удержания расплава в корпусе реактора на АЭС «Козлодуй» и «Темелин».

Европейский аналог нашего «Ростехнадзора» предъявил владельцам этих станций жесткое требование, обязующее их оборудовать энергоблоки подобными системами. Сейчас в Чехии активно проводятся эксперименты по обоснованию эффективности системы охлаждения реактора для тысячников.

«По предварительной информации, они уже получили первые положительные результаты, что позволит в недалеком будущем установить такую систему на энергоблоке ВВЭР-1000 АЭС „Темелин", а затем тиражировать ее на других энергоблоках. И нам придется их догонять, ведь мы даже не начинали работу над техническим проектом для ВВЭР-440, — обеспокоен представитель «Гидропресса». — Тем не менее мы сотрудничаем с чешскими коллегами в научно-технической сфере, обмениваемся опытом и, так сказать, держим руку на пульсе.

Команда, ведущая проект, достаточно молодая, у нас время еще есть, но, несмотря на отсутствие достаточного финансирования, мы не стоим на месте, а движемся вперед, постоянно напоминаем на всех уровнях о работе, которую ведем, отправляем запросы, готовим обоснования, оценки, справки, иными словами, не даем забыть о том, что существует проблема обеспечения безопасности действующих реакторов и для ее решения ведется работа, требующая поддержки, в первую очередь владельца российских энергоблоков — концерна „Росэнергоатом", — не теряет оптимизма С. Пантюшин. — Нам приходится набирать большой интеграл информации и наработок, который позволил бы убедить руководство принять положительное решение по вопросу финансирования, что в свою очередь позволит нам приступить непосредственно к реализации следующей стадии этого проекта».

Фотка вот отсюда, новость про перезапуск 4-го блока АЭС Такахама
https://www.seogan.r…axama.html

В чем вопрос - что за приборы на панелях БПУ, вертикальные белые,выпуклые такие? На каждой панели по нескольку штук.
Неужто самописцы обычные?

Как бы то ни было - бедненько как-то всё выглядит, неинформативно, несерьезно для блока 850 МВт.
Для сравнения - блочный щит нашего 1 блока, который постарше этого японского на 3 года, взгляд от пульта ВИУРа. А еще ведь панели ВИУБа, ВИУТа и электрические:

Цитата: NetGhost от 17.05.2017 18:24:58Фотка вот отсюда, новость про перезапуск 4-го блока АЭС Такахама
https://www.seogan.r…axama.html

В чем вопрос - что за приборы на панелях БПУ, вертикальные белые,выпуклые такие? На каждой панели по нескольку штук.
Неужто самописцы обычные?

Как бы то ни было - бедненько как-то всё выглядит, неинформативно, несерьезно для блока 850 МВт.

Не, самописцы у них внизу щита, по центру.
Похоже это просто показывающие или регулирующие аналоговые приборы типа такого - Ссылка:

Вещь надёжная.

Цитата: ДядяВася от 17.05.2017 19:41:35Похоже это просто показывающие или регулирующие аналоговые приборы
Вещь надёжная.

Сейчас много чего надежного есть, и не такого, что требует 200%-го зрения у операторов или постоянных пробежек от пультов к панели, чтобы удостовериться в показаниях.
Жесть, конечно, если так. "Самая высокотехнологичная нация в мире" по-прежнему себе не изменяет, поражая гайдзинов вывертами сумрачного ипонского гения.
Хотя может и просто старый мириканский проект, изменять который "самой высокотехнологичной нации в мире" не дозволено.

Цитата: NetGhost от 17.05.2017 20:20:57Хотя может и просто старый мириканский проект, изменять который "самой высокотехнологичной нации в мире" не дозволено.

Ну а чего, начало строительства 4 блока 1981 г. 
Проекты всех блоков, вроде одинаковые, а первый блок начали строить в 1970 г.

Так что, приборы вполне соответствуют.

Цитата: ДядяВася от 17.05.2017 20:37:05Ну а чего, начало строительства 4 блока 1981 г. 
Проекты всех блоков, вроде одинаковые, а первый блок начали строить в 1970 г.
Так что, приборы вполне соответствуют.

Ага, только вот нашим изначальный назначенный срок был 30 лет и чтобы продлили его - нужно не только системы обновлять, но и визуализацию, соответствующую 21 веку делать.
А у них, по ходу, как в сша - назначили 40, автоматом продлят до 60, а потом удивляются чудесам.

Цитата: NetGhost от 17.05.2017 20:20:57Сейчас много чего надежного есть, и не такого, что требует 200%-го зрения у операторов или постоянных пробежек от пультов к панели, чтобы удостовериться в показаниях.
Жесть, конечно, если так. "Самая высокотехнологичная нация в мире" по-прежнему себе не изменяет, поражая гайдзинов вывертами сумрачного ипонского гения.
Хотя может и просто старый мириканский проект, изменять который "самой высокотехнологичной нации в мире" не дозволено.

В конце 80-х работал на химзаводе , Итальянцы под ключ в УзССР построили . Так там этого добра - навалом было , и у операторов , и в стойках с самописцами. Но не измерительные приборы , а регулирующие. Полноценный аналоговый ПИД-регулятор. Вход - например токовая петля, выход аналогично. Задаются уставки и коэффициенты ПИД , он и держит величину . И смотреть на них шибко не нужно , выход за пределы сигнализируется.

Нужно ли вообще что то делать под ВВЭР 440 ?  Посмотрел на сроки их создания - они почти все уже под закрытие, или в крайнем случае еще несколько лет работы, имхо - больше десятка ни один работать не будет. Так зачем в них вкладываться ? Эти закроют , новые такой мощности никто строить не будет.
Что то подозрительно смахивает на желание получить деньги из бюджета на придуманный повод. По крайней мере по данному типу реакторов.

Иржи Ждярек: готовимся к эксперименту




В ОКБ "ГИДРОПРЕСС" начала работу 10-ая международная научно-техническая конференция "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР". Мероприятие проходит с 16 по 19 мая 2017 года.
На вопросы корреспондентов электронного издания AtomInfo.Ru ответил Иржи ЖДЯРЕК (Институт ядерных исследований Ржеж, Чехия).


Господин Ждярек, свой доклад на конференции Вы посвятили теме внутрикорпусного удержания (IVR) расплава в реакторе ВВЭР-1000. Правильно ли мы поняли, что ваш институт готовится к полномасштабному эксперименту?

Да, действительно, мы будем делать полномасштабный тест с точки зрения высоты и моделирования части реактора, но в нашем эксперименте ширина канала будет принята только 150 мм.

Эта ширнна совпадает с шириной, выбранной в экспериментах "Westinghouse" для AP-1000, а также с шириной из китайских экспериментов для их реакторов большой мощности CAP-1400.

Как вы планируете использовать материалы в эксперименте?

Мы будем охлаждать сталь корпуса и не будем охлаждать медь.

Кто изготовит для вашего эксперимента модель, которую вы будете охлаждать?

Мы нашли в Германии компанию, которая сделала нам соединение взрывом "сталь-медь" для нашей модели и также сделала полуэллиптическую форму днища реактора.

Отверстия для топливных патронов в модели сделает одна из чешских компаний. Кроме того, мы уже заключили контракт на изготовление охлаждающего канала, его также будут делать в Чехии.

Все конструкторские, расчётные и монтажные работы выполняем мы в нашем институте.

Когда вы собираетесь выполнить эксперимент?

Поставки узлов для модели мы ожидаем до конца августа 2017 года. Далее мы приступим к сборке модели. Мы надеемся, что сможем до конца года всё подготовить и в 2018 году начать экспериментальные работы.

В своём докладе Вы упомянули, что ВВЭР-1000 - наиболее подходящий проект для реализации стратегии внутрикорпусного удержания расплава.

Не могу сейчас ответить вам подробно, но действительно есть заключение о том, что русский реактор-миллионник (такой же, какие используются в Чехии на АЭС "Темелин") имеет наиболее реальные шансы удержать расплав внутри корпуса.

Речь идёт о стабилизации кориума. Для других возможных ситуаций нужно ещё дополнительное изучение. Но моё мнение - да, шансы удержать расплав в корпусе у ВВЭР-1000 высокие.

Спасибо, господин Ждярек, за интервью для AtomInfo.Ru.

Цитата: SergeVP от 18.05.2017 18:30:58Что то подозрительно смахивает на желание получить деньги из бюджета на придуманный повод. По крайней мере по данному типу реакторов.

Бюджет Росатому отрезан года 2 назад - крутись как можешь на свои. Откуда, Вы думаете, все эти оптимизации персонала и программы "ПОРА"?
Что касается ВВЭР-440, то Кольской АЭС еще лет 10-15 надо кряхтеть как минимум, с ПСЭ, потому что со станцией замещения все еще неясно.
И штук 15 их по Европе стоят, тоже рынок.

[22/05/2017]     Дайджест новостей от НИЦ «Курчатовский институт» за апрель 2017 года

Развитие атомного ледокольного флота России

Ядерная энергетика Индии

Новости из США

Возобновление эксплуатации японских энергоблоков

В Германии начался «постфукусимский» демонтаж АЭС

Материал подготовила И.В. Гагаринская

Цитата: ДядяВася от 24.05.2017 16:10:41[22/05/2017]     Дайджест новостей от НИЦ «Курчатовский институт» за апрель 2017 года

В Германии начался «постфукусимский» демонтаж АЭС

Скрытый текст

Сразу после аварии на АЭС Fukushima (март 2011 г.) для проверки стандартов безопасности на три месяца была приостановлена работа 8-ми из 17-ти немецких энергоблоков, а с 6 августа 2011 г. эти блоки считаются «остановленными постоянно». Согласно решению правительства Германии во главе с А. Меркель, принятому летом 2011 г., о свертывании ядерной энергетики, все немецкие АЭС должны быть закрыты до 2023 г., и эти блоки оказались в числе первых.

Запрет на возобновление эксплуатации коснулся семи старейших немецких блоков, начавших эксплуатацию до 1980 г.: Neckarwestheim-1 и Philippsburg-1 (компания EnBW); Biblis-A и -В (RWE); Isar-1 и Unterweser (E.ON); Brunsbuettel (Vattenfall). Восьмым оказался блок Kruemmel (Vattenfall), который, хотя и был запущен в 1984 г., но давно уже находился в состоянии длительного останова.

Весной этого года Германия приступила к демонтажу остановленных блоков. 10 апреля был начат демонтаж блока № 1 АЭС Neckarwestheim, который может продлиться 15 лет. Компания-оператор EnBW обратилась к государственным органам с разрешением на вывод из эксплуатации и демонтаж блока в мае 2013 г.

В составе Neckarwestheim-1 реактор PWR мощностью 805 МВт(э), строительство началось в 1972 г., коммерческая эксплуатация – в декабре 1976 г.

Блок № 2 этой станции с реактором PWR мощностью 1225 МВт(э) находится в коммерческой эксплуатации с апреля 1989 г. и будет работать до 2022 г.

Согласно сообщению EnBW и Министерства охраны окружающей среды федеральной земли Баден-Вюртемберг, опубликованному 11 апреля, получено разрешение на демонтаж блока № 1 АЭС Philippsburg с реактором BWR мощностью 864 МВт(э). Заявка на проведение демонтажа была подана в мае 2013 г. одновременно с Neckarwestheim-1. В феврале 2016 г. Philippsburg-1 был полностью освобожден от ОЯТ и EnBW получила разрешительные документы на строительство инфраструктуры по выводу из эксплуатации, включая ремонтный цех и пункты промежуточного хранения РАО. Работы по демонтажу компания планирует начать в мае этого года. Энергоблок Philippsburg-2 продолжит эксплуатацию до конца 2019 г.

Компания RWE, эксплуатирующая АЭС Biblis (блоки А и В), также получила разрешение на демонтаж, заявку на проведение которого она подала в августе 2012 г. В составе обоих блоков реакторы PWR мощностью 1146 и 1178 МВт(э). Блоки вступили в коммерческую эксплуатацию в феврале 1975 г. и январе 1977 г. соответственно. Всего за два месяца до принятия решения об их останове эти блоки получили лицензии на продление своей эксплуатации до 2019 и 2021 г. соответственно.

Работы по демонтажу будут включать в себя сбор, хранение и утилизацию образовавшихся отходов; для блока Biblis-В еще и извлечение ОЯТ (из блока Biblis-А топливные сборки уже выгружены). Все работы по выводу из эксплуатации займут около 15 лет.

 

Материал подготовила И.В. Гагаринская

А где точка невозврата у блоков АЭС?
Вот начался процесс демонтажа... выгрузили, разобрали ... а потом "внезапно" передумали, и опять хочется включить блоки ...
С какого момента провернуть фарш назад уже нельзя или очень дорого?