Глобальная Авантюра  
ФОРУМ
главное меню
  1. >
  2. Пользователи >
  3. ДядяВася >
  4. Сообщения
ДядяВася

ДядяВася

 
меню
 2  3 221→След→
ФорумНаучно-технический разделАльтернативная энергетика и энергосбережение
   
ДядяВася   Россия
Москва
17 лет

Слушатель

Карма: +215.51
Регистрация: 22.07.2010
Сообщений: 4,403
Читатели: 5

Модератор ветки
 
Ребята знают особенности реакторов бассейнового типа. И что для замены сборки совсем не надо глушить каналы - "пустой" канал заполняется теплоносителем и при опускании новой сборки теплоноситель канал освобождает. Прикол в том, что эта процедура выполняется одинаковым образом что при "работающем" реакторе, что при "заглушенным" - из кастрюли расплавленного и перекачиваемого натрия старая сборка извлекается, а новая опускается. Разница только в температуре расплавленного натрия. И тут еще одна пикантность - в заглушенный реактор новую сборку приходится погружать медленнее и дольше.
С ребятами уже обсуждали вопрос перегрузки на профильной ветке, начиная с этого поста - https://glav.su/forum/2/97/5938971/#message5938971 . Вроде договорились, что реактор нужно останавливать.
Приведу ещё одну Ссылку по перегрузке. Процитирую интересующий момент:
Цитата
Перегрузка начинается с перевода циркуляционных насосов на режим перегрузки, т. е. в работе оставляется по одному насосу первого и второго контуров при минимальных оборотах; стержни СУЗ расцепляются от своих приводных штанг, и отключается электропитание механизмов СУЗ; давление газа в реакторе снижается; включается электроразогрев гидрозатворов поворотных пробок, и снимаются их стопоры.

Загрузка в реактор свежих ТВС и выгрузка отработанных осуществляются при остановленном реакторе комплексом механизмов, и устройств. Как правило, система перегрузки включает в себя один или несколько механизмов перегрузки, элеваторы загрузки-выгрузки, механизм передачи ТВС, поворотные пробки, внереакторные хранилища свежих и отработанных сборок, систему наведения и управления механизмами перегрузки.

При перегрузке реактора во внереакторное хранилище загружается и разогревается партия свежих ТВС, подлежащая загрузке. Механизмом передачи ТВС переносится к загрузочному каналу реактора и устанавливается в элеватор загрузки. Элеватор доставляет сборку к периферии реактора (зоны реактора), после чего механизмом перегрузки извлекает отработанную ТВС из внутриреакторного хранилища и устанавливает ее в элеватор выгрузки* который выносит сборку вверх до совмещения оси ТВС с осью механизма передачи, при этом головка ТВС выходит в газовую полость. Механизм передачи извлекает сборку из элеватора и переносит ее во внереакторное хранилище отработанных ТВС. Одновременно с работой механизма передачи производится наведение механизма перегрузки в положение совмещения с осью ТВС, толь-ко что доставленной в реактор, производятся извлечение, перенос и установка свежей ТВС и необходимое гнездо согласно картограмме перегрузки.


+ 0.13 / 5
ФорумНаучно-технический разделЯдерная и углеводородная энергетики
   
ДядяВася   Россия
Москва
17 лет

Слушатель

Карма: +215.51
Регистрация: 22.07.2010
Сообщений: 4,403
Читатели: 5

Модератор ветки
 
Framatome и ТВЭЛ намерены создать СП для выпуска тепловыделяющих сборок для АЭС
ТАСС, ОПУБЛИКОВАНО 24.02.2021
"Framatome" и ТВЭЛ (Топливная компания Росатома) подали в антимонопольное ведомство ФРГ ходатайство о создании совместного предприятия (СП) по производству тепловыделяющих сборок (ТВС) для атомных электростанций (АЭС).
Это следует из сообщения, опубликованного на сайте антимонопольного ведомства (Bundeskartellamt).

Нахрена козе баян, если ПАО МСЗ клепает ТВС-квадрат (лицензионный) для Европы с древних времён - //www.elemash.ru/produktsiya/ 

Цитата
С 1993 года ПАО "Машиностроительный завод" сотрудничает с фирмой Siemens, а с 2001 года с фирмой Framatome ANP, с 2006 – Areva NP. В рамках сотрудничества изготавливаются ТВС для реакторов типа PWR и BWR, разработанных немецкими специалистами. Поставки топлива для реакторов этих типов осуществляется в Германию, Швейцарию, Швецию и Нидерланды, Великобританию.


+ 0.15 / 8
ФорумНаучно-технический разделЯдерная и углеводородная энергетики
   
ДядяВася   Россия
Москва
17 лет

Слушатель

Карма: +215.51
Регистрация: 22.07.2010
Сообщений: 4,403
Читатели: 5

Модератор ветки
 


ATOMINFO.RU, ОПУБЛИКОВАНО 23.02.2021
После отказа США от строительства MOX-завода судьба запасов избыточного оружейного плутония в этой стране остаётся неопределённой.
На плутоний из этих запасов явно и неявно претендуют две программы, реализующиеся под эгидой министерства энергетики, причём их интересы к плутонию выглядят взаимоисключающими.

По официальным данным, всего в США имеется 62,4 тонны избыточного плутония. Из них 11 тонн находится в топливе для исследовательских реакторов, а 3,2 тонны захоронены на комплексе WIPP. Таким образом, общее количество доступного плутония составляет 48,2 тонн.

Национальное управление по ядерной безопасности (NNSA) США, входящее в состав министерства энергетики, реализует программу под названием "Surplus Plutonium Disposition Program" (SPDP), для которой в настоящее время подготавливается ОВОС (публикация чернового варианта - декабрь 2021 года, окончательная редакция - ноябрь 2022 года).

Цель программы SPDP - разбавить и захоронить не менее 34 тонн плутония. Это тот самый плутоний, который ранее предполагалось утилизировать в виде MOX-топлива для тепловых реакторов в соответствии с ныне замороженным российско-американским соглашением СОУП.

Местом для захоронения всей партии разбавленного плутония будет выбран комплекс WIPP.
Технические детали процедуры разбавления по-прежнему известны только в самом общем виде - так, плутоний из разобранных питов будет преобразовываться в оксид в печах при высоких температурах, после чего будет смешан с "примесью" - многокомпонентной сухой смесью "неопасных и нерадиоактивных материалов". Точный состав примеси засекречен.

Вторая программа министерства энергетики США, касающаяся плутония - строительство быстрого исследовательского реактора VTR.
На сегодняшний день известно, что в реакторе VTR будет применяться уран-плутониевое металлическое топливо, причём под плутонием понимается именно плутоний высокого качества, то есть избыточный оружейный. Плутоний из ОЯТ энергетических реакторов как основной вариант не рассматривается.

По предварительным расчётам, за 60 лет службы реактор VTR потребит 24 тонны плутония оружейного качества. Переработка ОЯТ VTR не предусматривается, так что источник плутония для данного реактора должен быть внешним (складским).
Легко убедиться, что суммарные потребности двух программ SPDP и VTR в оружейном плутонии составляют не менее 58 тонн, что примерно на 10 тонн превышает имеющиеся в США свободные запасы (48,2 тонн).

Таким образом, США либо придётся вносить коррективы в свои программы, имеющие отношение к плутонию, либо искать для VTR дополнительные источники плутония.

+ 0.21 / 11
ФорумНаучно-технический разделЯдерная и углеводородная энергетики
   
ДядяВася   Россия
Москва
17 лет

Слушатель

Карма: +215.51
Регистрация: 22.07.2010
Сообщений: 4,403
Читатели: 5

Модератор ветки
 
БН-800
Дискуссия 193 0 +0.33 / 20 +0.33 / 20

На энергоблоке с реактором БН-800 Белоярской АЭС выполнена первая полная перегрузка МОКС-топливом

Энергоблок № 4 с реактором БН-800 Белоярской АЭС включен в сеть и возобновил производство электроэнергии по завершении очередного планово-предупредительного ремонта. Для выполнения этих работ энергоблок был отключен от сети с 8 января 2021 года.
Впервые в ходе ремонта в активную зону реактора было загружено только уран-плутониевое топливо. Первые 18 серийных тепловыделяющих сборок с МОКС-топливом топливом были загружены в реактор в январе 2020 года, сейчас к ним добавили ещё 160 ТВС. Таким образом, активная зона БН-800 теперь на треть заполнена инновационным топливом. С настоящего момента в реактор будет загружаться только МОКС.

«Белоярская АЭС стала ещё на шаг ближе к реализации стратегического направления развития атомной отрасли — созданию новой технологической платформы на основе замкнутого ядерно-топливного цикла. Это значит, что использование МОКС-топлива позволит вовлечь в производство не используемый сейчас изотоп урана, то есть в десятки раз увеличит топливную базу атомной энергетики. Кроме этого, в реакторе БН-800 можно повторно использовать отработавшее ядерное топливо других АЭС и минимизировать радиоактивные отходы, «дожигая» из них долгоживущие изотопы. С учётом планируемых темпов мы сумеем перейти к активной зоне с полной загрузкой МОКС-топливом уже в 2022 году», — отметил директор Белоярской АЭС Иван Сидоров.

Топливные сборки были изготовлены на Горно-химическом комбинате (ФГУП «ГХК», Железногорск, Красноярский край. В отличие от традиционного для атомной энергетики обогащенного урана, сырьём для производства таблеток МОКС-топлива выступают оксид плутония, наработанного в энергетических реакторах, и оксид обедненного урана (получается путем обесфторивания гексафторида обедненного урана – ОГФУ, так называемых вторичных «хвостов» обогатительного производства).

«Параллельно с загрузкой активной зоны БН-800 МОКС-топливом отраслевая команда специалистов Росатома продолжает развитие технологий производства такого топлива на ГХК. В частности, освоено производство свежего топлива с применением высокофонового плутония, извлеченного из облученного топлива реакторов ВВЭР: все технологические операции полностью автоматизированы и выполняются без присутствия персонала в непосредственной близости. Уже изготовлены и прошли приемку первые 20 МОКС-ТВС с высокофоновым топливом, которые планируется загрузить в 2022 году. Передовые технологии рециклинга ядерных материалов и рефабрикации ядерного топлива в перспективе позволят перерабатывать облученное топливо вместо его хранения, а также снизить образующиеся объемы высокоактивных отходов», - подчеркнул вице-президент по научно-технической деятельности и качеству АО «ТВЭЛ» Александр Угрюмов.

Промышленная фабрикация МОКС-топлива началась в конце 2018 года на площадке ФГУП «ГХК». Для создания этого уникального производства была организована широкая отраслевая кооперация при координации и научном руководстве Топливной компании Росатома «ТВЭЛ», которая также выступает поставщиком МОКС-ТВС для Белоярской АЭС. Изначально при пуске реактора БН-800 была сформирована гибридная активная зона, частично укомплектованная урановым топливом производства ПАО «МСЗ» (г. Электросталь, Московская обл.), частично - опытными МОКС вибро -ТВС, изготовленными в Научно-исследовательском институте атомных реакторов (г. Димитровград, Ульяновская обл. и МОКС табл - ТВС ПО "МАЯК"). (прим. синим моё Д.В.).

В январе авторитетный американский журнал ”POWER” назвал загрузку серийного MOКС-топлива на Белоярской АЭС одним из главных событий 2020 года в мировой энергетике.

+ 0.33 / 20
ФорумНаучно-технический разделАльтернативная энергетика и энергосбережение
   
ДядяВася   Россия
Москва
17 лет

Слушатель

Карма: +215.51
Регистрация: 22.07.2010
Сообщений: 4,403
Читатели: 5

Модератор ветки
 
Эсть. Бланкет - это конструктивное исполнение активной зоны или зоны энерговыделения и трансмутаций. Все эти глупые тепловыделяющие элементы, сборки, направляющие, кассеты, ячейки, каналы - вот все это вместе взятое это и есть бланкет.
Категорическое нет.

Бланкет это зона воспроизводства. В тепловых реакторах - ВВЭР, РБМК и их иностранных аналогах нет бланкета. Есть отражатели, а бланкетов нет. То же в исследовательских реакторах.

Да же в ТОКОМАКах (пока в проектах) есть бланкеты. Соединения лития для воспроизводства трития или (модная концепция) обеднённый уран (торий, более модно) для производства делящихся изотопов.

+ 0.07 / 3
ФорумНаучно-технический разделЯдерная и углеводородная энергетики
   
ДядяВася   Россия
Москва
17 лет

Слушатель

Карма: +215.51
Регистрация: 22.07.2010
Сообщений: 4,403
Читатели: 5

Модератор ветки
 
Кроме немцев в задумке были и такие сверхнадежные друзья, как поляки...

Все задумки про Балт АЭС обсуждали на круглом столе 02.09.2010 - Балтийская АЭС - эксклавная станция

Цитата
Неудивительно, что к самой западной российской станции приковано большое внимание. Прошедший в июне круглой стол, входивший в программу форума "Атомэкспо-2010", стал одним из самых посещаемых событий этого мероприятия.

Электронное издание AtomInfo.Ru публикует наиболее интересные моменты из докладов, представленных на круглом столе. Мы благодарим за оказанную помощь Андрея Резниченко (РИА "Новости"), выступившего на круглом столе в роли ведущего.


+ 0.10 / 5
ФорумПолитический разделБольшой передел мира
   
ДядяВася   Россия
Москва
17 лет

Слушатель

Карма: +56.25
Регистрация: 22.07.2010
Сообщений: 4,403
Читатели: 5
 
В Крыму 25% зелёной энергетики,в Германии 25% зелёной энергетики, в Техасе 25% зелёной энергетики... и там, и там, и там выпал снег... у нас вообще сантиметров 30-40 насыпало, давно такого не припоминаю... но заметьте, какой разный результат...

Странно, почему мне нравится жить именно в России? : )))
Что то Вы мелочитесь.

Особенности формирования конкурентного рынка электроэнергии в Сибири

Цитата
В состав ОЭС Сибири входит 12 энергосистем суммарной установленной мощностью на начало 2004 года 49,2 млн кВт. Объединенная энергосистема обеспечивает централизованным энергоснабжением 16 субъектов Сибирского Федерального округа, занимающих территорию протяженностью более 4 тыс. км в широтном направлении. ОЭС Сибири полностью охватывает четыре часовых пояса и имеет тесные хозяйственные связи с угледобывающими предприятиями, железной дорогой, коммунальными и промышленными предприятиями.....

В Сибири большая доля электроэнергии производится на гидроэлектростанциях. Мощные сибирские ГЭС вырабатывают около 60 % электроэнергии всех ГЭС ЕЭС России. Внутри ОЭС Сибири на ГЭС приходится больше половины (51 %) всей генерируемой электроэнергии, а в летний период удельный вес выработки ГЭС достигает 75 % суммарной генерации (рис. 2).

Рис.2. Структура выработки электроэнергии в ОЭС Сибири


+ 1.51 / 22
ФорумНаучно-технический разделАльтернативная энергетика и энергосбережение
   
ДядяВася   Россия
Москва
17 лет

Слушатель

Карма: +215.51
Регистрация: 22.07.2010
Сообщений: 4,403
Читатели: 5

Модератор ветки
 
зато КВ выский и не нужно ждать годами остывания, и проблем с минорными аетиноидами нет...кстати БН до сихпор не работает в режиме бридера
Здесь всё в кучу смешано. Разберём по пунктам.

1. БРЕСТ разрабатывался с учётом того, чтобы не нарабатывать избыточный (да и не избыточный) плутоний высокого качества. В тоже время, чтобы КВ был несколько больше 1, чтобы «подпитываться» только обеднённым ураном.
В этой связи у реактора нет боковой зоны воспроизводства, где в БН-ах нарабатывается высококачественный плутоний.
Без БЗВ в БН-ах (с оксидным топливом) КВ гораздо меньше 1.
Для этого в БРЕСТ используют тяжёлый теплоноситель, СНУП-топливо и безчехловые ТВС.

2. Остывание топлива относится к внешнему топливному циклу, т.е. идея заключалась в том, чтобы топливо остывало гораздо меньше по времени, чем в традиционной водной радиохимии. Однако время выдержки топлива лимитируется радиохимической стойкостью растворителей и реагентов в процессе переработки.
В этой связи был предложен пироэлектрохимический процесс, проводимый в расплавах солей, где проблема радиолиза отсутствует. Однако процесс оказался технологически сложным.
Сейчас (вроде бы) хотят переработку топлива разбить на 2 этапа. На первом переделе хотят избавиться от большей части осколков составляющую наибольшую дозовую нагрузку – пирохимией. На втором переделе чистить традиционной водной радиохимией.

3. Наработка минор-актинидов и в БН и в БРЕСТ +/- та же самая. В БРЕСТе просто отдельно выделять минор-актиниды в топливном цикле не планируется. Насколько они будут накапливаться в последующих циклах переработки вопрос не совсем ясный.
В то же время для добавления минор-актинидов в топливо обычных БН (или делать отдельные твэлы чисто с минор-актинидами) нет принципиальных трудностей.

4. БН-600 - разрабатывался как опытно-промышленной энергетический реактор для отработки натриевой технологии и конструкционных материалов. КВ около 1.
БН-800 – разрабатывался как утилизатор оружейного плутония. КВ, наоборот занижен, за счёт замены части БЗВ стальными сборками.
Сейчас задачи расширенного воспроизведения плутония не стоит, т.к. складского запаса плутония (оружейного и энергетического) хватает. Ещё наработанного ОЯТ выше крыши.

+ 0.24 / 10
ФорумНаучно-технический разделЯдерная и углеводородная энергетики
   
ДядяВася   Россия
Москва
17 лет

Слушатель

Карма: +215.51
Регистрация: 22.07.2010
Сообщений: 4,403
Читатели: 5

Модератор ветки
 
Но вот чета задумало - а правда, как их утилизируют?
А чё там особо придумаешь. Материал (скорее всего) стекловолокно, пропитанное эпоксидкой или полиэфиром. И чё с ними делать? Только закапывать.

Поэтому нашим любителям "зелёного" торопиться не нужно, пока на "западе" сами не разберутся с жизненным циклом альтернативной энергетики, и во что это обходится.

+ 0.23 / 13
ФорумНаучно-технический разделАльтернативная энергетика и энергосбережение
   
ДядяВася   Россия
Москва
17 лет

Слушатель

Карма: +215.51
Регистрация: 22.07.2010
Сообщений: 4,403
Читатели: 5

Модератор ветки
 
Я бы праздновал БН-1200. И лучше бы на паре площадок. А энтузиазм вокруг БРЕСТа срвершенно непонятен. Греть трубопроводы до 350 градусов вместо 100-120 - это жуть.

C БН-1200 непонятки. Та же Белоярка хочет у себя его строить, однако БН-600 ещё продлять на 5 -15 лет хотят. Хватит на Урале такую мощность сожрать?

С другой стороны в проект энергетической стратегии РФ до 2035 года БН-1200 забыли включить.

А БРЕСТ с точки зрения инноваций очень интересен. Там сплошные инновации: и свинец, и СНУП, и пристанционный топливный цикл и компоновка реактора. В общем всё впервые в мире. Другое дело насколько всё это реализуемо сразу. Сделали бы сначала исследовательский реактор мегаватт на 50 и на нём баловались. И кап. затраты были бы на порядок меньше, и конструкционные материалы бы испытывали, и косяки было бы гораздо легче исправлять.

Фактически БРЕСТ начался в начале 2000 гг. К этому времени давно всё бы построили и экспериментального материала наработали бы для большого блока.

А энтузиазм вокруг БРЕСТа вполне понятен. Есть мощный старик, который его толкает 20 с лишним лет.

+ 0.13 / 6
ФорумНаучно-технический разделАльтернативная энергетика и энергосбережение
   
ДядяВася   Россия
Москва
17 лет

Слушатель

Карма: +215.51
Регистрация: 22.07.2010
Сообщений: 4,403
Читатели: 5

Модератор ветки
 
Тут интересно только то, что из себя представляют аккумуляторы.
Аккумулируется что? Тепло или электроэнергия?
Для начала они написали бы какая ёмкость аккумуляторов в кВт*час. А так, не о чём.

+ 0.00 / 0
ФорумНаучно-технический разделЯдерная и углеводородная энергетики
   
ДядяВася   Россия
Москва
17 лет

Слушатель

Карма: +215.51
Регистрация: 22.07.2010
Сообщений: 4,403
Читатели: 5

Модератор ветки
 
Опять возле Фукусимы - 7,1... Я так понимаю, что места хранения радиоактивных отходов с аварийной станции на повтор истории не рассчитаны?

Пишут , что вроде всё спокойно:
Цитата
  • Энергетическая компания Tokyo Electric Power сообщила, что специалисты не зафиксировали после землетрясения нештатных ситуаций на АЭС "Фукусима-1".


+ 0.13 / 7
ФорумНаучно-технический разделОбсуждение космических программ
   
ДядяВася   Россия
Москва
17 лет

Слушатель

Карма: +215.51
Регистрация: 22.07.2010
Сообщений: 4,403
Читатели: 5
 
Так то вот до 500 кВт электродвигатель на этих сверхпроводниках уже полетел, правда пока на самолете.
Более подробно - САМОЛЕТ СО СВЕРХПРОВОДНИКОВЫМ ДВИГАТЕЛЕМ ГОТОВИТСЯ К ПЕРВОМУ ПОЛЕТУ В 2021 ГОДУ
Цитата
18 декабря 2020 года в расположенном в Новосибирске Сибирском научно-исследовательском институте авиации имени С.А. Чаплыгина (СибНИА им. С.А. Чаплыгина, входит в НИЦ «Институт имени Н.Е. Жуковского») на летательный аппарат был установлен электрический двигатель на сверхпроводниках и выполнены его пробные запуски с воздушным винтом. Продолжаются работы по подготовке к летным испытаниям.

Непонятно откуда электричество берёт электродвигатель. В статье об этом ни слова. Пол-мегавата бортовая сеть самолёта не выдержит. Наверное в розетке берут.
В общем, самолёт с таким двигателем для далёкого "зелёного" будущего, когда батарейки станут очень дешёвыми с огромной энергоёмкостью.Веселый

PS. В самом начале Вашего ролика виден Дьюар дымит, где мальчонка крантик крутит. Это к вопросу о жидком азоте.

Отредактировано: ДядяВася - 11 февраля 2021 21:45:01
сообщение скрыто автором
+ 0.12 / 6
ФорумНаучно-технический разделОбсуждение космических программ
   
ДядяВася   Россия
Москва
17 лет

Слушатель

Карма: +215.51
Регистрация: 22.07.2010
Сообщений: 4,403
Читатели: 5
 
Про тип системы охлаждения, так же как и про рабочую температуру "высокотемпературного сверхпроводника" в статье ни слова не было.

См. Ссылка и Ссылка :



Отредактировано: ДядяВася - 10 февраля 2021 21:33:08
+ 0.11 / 6
ФорумНаучно-технический разделЯдерная и углеводородная энергетики
   
ДядяВася   Россия
Москва
17 лет

Слушатель

Карма: +215.51
Регистрация: 22.07.2010
Сообщений: 4,403
Читатели: 5

Модератор ветки
 
БРЕСТ-300-ОД
Дискуссия 315 0 +0.30 / 18 +0.30 / 18


Руководитель Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору (Ростехнадзор) Алексей Алёшин 10 февраля 2021 года подписал лицензию АО «СХК» на сооружение первого в мире опытно-демонстрационного энергоблока с реактором на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем.

Опытно-демонстрационный энергоблок «БРЕСТ-ОД-300» является ключевым элементом опытно-демонстрационного энергетического комплекса, который также включает в себя модуль по фабрикации/рефабрикации смешанного нитридного уран-плутониевого ядерного топлива, а также модуль переработки облученного топлива. Комплекс позволит создать пристанционный замкнутый ядерный топливный цикл, что даст возможность не только производить электричество, но и готовить из топлива, выгружаемого из активной зоны реактора, новое.

В период проведения экспертизы обоснования безопасности опытно-демонстрационного энергоблока были разработаны новые федеральные нормы и правила, учитывающие специфику проекта: «Требования к устройству и безопасной эксплуатации корпуса блока реакторного, оборудования и трубопроводов ядерной установки со свинцовым теплоносителем», «Требования к обоснованию прочности корпуса блока реакторного, оборудования и трубопроводов ядерных установок со свинцовым теплоносителем». Утверждены и введены в действие 16 стандартов Госкорпорации «Росатом», детализирующие требования и обеспечивающие учет всех особенностей энергоблока «БРЕСТ-ОД-300».

+ 0.30 / 18
ФорумНаучно-технический разделОбсуждение космических программ
   
ДядяВася   Россия
Москва
17 лет

Слушатель

Карма: +215.51
Регистрация: 22.07.2010
Сообщений: 4,403
Читатели: 5
 
Да, нужна система охлаждения. Да она тоже весит. Но не много, на фоне охлаждения реактора корабля, которое будет в обязательном порядке.
Если я все правильно понял выгода как раз в развиваемом импульсе - у современных Ионных предел 2-3 ньютона. У существующих - 1 ньютон. А тут у рабочего образца будет 5. И это далеко не предел у таких ДУ
Криогенные системы такого типа охлаждаются за счёт испарения рабочего тела. Т.е. запас жидкого азота должен быть приличным, т.к. работоспособность двигателя должна обеспечиваться в течение месяцев - лет.
КПД "обычных" йонников то же порядка 50%, т.е. принципиально (удельный импульс х тягу) у сверхпроводящего практически не отличается. Выгода может быть только в массе электромагнита, но см. начало.

Отредактировано: ДядяВася - 10 февраля 2021 20:29:52
+ 0.09 / 4
ФорумНаучно-технический разделОбсуждение космических программ
   
ДядяВася   Россия
Москва
17 лет

Слушатель

Карма: +215.51
Регистрация: 22.07.2010
Сообщений: 4,403
Читатели: 5
 
https://3dnews.ru/1031835/nove…ispitaniya
Российская частная компания «СуперОкс», работающая в области высокотемпературной сверхпроводимости, в сотрудничестве с кафедрой физики плазмы НИЯУ МИФИ создала и завершила стендовые испытания электроракетного двигателя с эффективностью 54 %. По словам компании, он позволит снизить затраты на выведение и доставку космических аппаратов на целевые орбиты, сделав космос доступнее.
Товарищи, в своей статье забыли добавить, что высокотемпературные сверхпроводники требуют для работы температуры жидкого азота, а, следовательно, криогенную систему с запасом жидкого азота.

+ 0.16 / 10
ФорумНаучно-технический разделЯдерная и углеводородная энергетики
   
ДядяВася   Россия
Москва
17 лет

Слушатель

Карма: +215.51
Регистрация: 22.07.2010
Сообщений: 4,403
Читатели: 5

Модератор ветки
 
Что нового в мирном атоме
Статья 66 0 +0.32 / 18 +0.32 / 18



Мировая ядерная энергетика в 2020 г.

Согласно базе данных МАГАТЭ по энергетическим реакторам (PRIS), на конец декабря 2020 г. статус действующих имели 443 ядерных энергоблока общей установленной мощностью 393 334 МВт(э) нетто; 52 блока установленной мощности 55 276 МВт(э) нетто находились в стадии строительства.

С начала 2020 г. произошли энергопуски пяти блоков: 8 августа в Китае — Tianwan-5 c реактором ВВЭР-1000; 19 августа в ОАЭ — Barakah-1 c реактором APR-1400; 22 октября в России — Leningrad 2-2 с реактором ВВЭР-1200; 3 ноября в Республике Беларусь — Belarussian-1 с реактором ВВЭР-1200; 27 ноября в Китае — Fuqing-5 с реактором HPR-1000.
Начато строительство трех энергоблоков: в Турции — блок № 2 АЭС Akkuyu, 8 апреля; в Китае — блок №1 Zhangzhou, 4 сентября; и блок №1 АЭС Taipingling, 15 октября.

В 2020 г. были окончательно остановлены 5 ядерных энергоблоков: два — во Франции (Fessenheim-1, 2) 2 февраля и 3 июня соответственно; два — в США: Indian Point-2, 30 апреля, и Duane Arnold, 12 октября; один — в России (Leningrad-2) 10 ноября. Общее количество реакторо-лет эксплуатации энергоблоков в мире составляет 18 728.

Ядерная энергетика в России в 2020 г.

Атомные станции России выработали в 2020 г. рекордное количество (215,746 млрд кВт·ч электроэнергии, превысив достижение 2019 г. (208,7 млрд кВт·ч) более, чем на 7 млрд квт. ч. «Мы завершили 2020 г. абсолютным рекордом за всю историю существования российской ядерной энергетики, достигнутым лишь во времена Советского Союза в 1988 г., когда все атомные станции выработали 215,669 млрд кВт·ч (с учетом АЭС Украины, Литвы и Армении)», — отметил генеральный директор концерна Росэнергоатом А. Петров. На пике развития ядерной энергетики в Советском Союзе действовало 47 энергоблоков, в настоящее время в РФ — 38 энергоблоков с суммарной установленной мощностью порядка 29 ГВт. Максимальную выработку среди российских АЭС обеспечили Ростовская (свыше 32,8 млрд кВт·ч), Балаковская (свыше 30, 6 млрд кВт·ч) и Калининская (свыше 28,4 млрд кВт·ч) атомные станции.

Основными факторами, сыгравшими большую роль в повышении выработки электроэнергии, стали, в том числе, сокращение на 130,5 дня продолжительности ремонтных компаний, позволившее получить дополнительно 2,4 млрд кВт·ч электроэнергии, и переход с 12-месячного на 18-месяч­ный топливный цикл энергоблока № 6 Нововоронежской АЭС. Доля АЭС в общем национальном электропроизводстве (1,063 трлн кВт·ч по данным системного оператора) составила 20,3% (в 2019 г. этот показатель был равен 19%). В Единой энергосистеме (ЕЭС) России их доля выросла до 20,6% против 19,3% в 2019 г. (без учета выработки электроэнергии Билибинской АЭС и ПАТЭС, работающих в изолированной системе).

В 2020 году:

■ 22 октября блок № 2 Ленинградской АЭС-2 впервые был подключен к единой электросети. Блок № 2 ЛАЭС-2 с реактором ВВЭР-1200 (блок № 6 Ленинградской АЭС или Leningrad-2-2 в системе PRIS) cтал четвертым в серии блоков нового поколения «3+», построенных в России. Он заменил блок № 2 Ленинградской АЭС с реактором РБМК, который после 45 лет службы был остановлен 10 ноября 2020 г. Новый блок заменил не только электрическую, но и тепловую мощность остановленного блока — он был впервые подключен к тепло- и водоснабжению горячей водой г. Сосновый Бор и его промышленной площадке в ноябре.
До конца 2020 г. блок № 2 ЛАЭС-2 находился в опытно-промышленной эксплуатации, его мощность поэтапно увеличивалась. (На номинальный уровень мощности он вышел 3 января 2021 г.) Ввод блока в промышленную эксплуатацию планируется в марте 2021 г.

■ 22 мая плавучая атомная электростанция (ПАТЭС) введена в промышленную эксплуатацию.
С этого дня «проект по сооружению плавучей атомной теплоэлектростанции в г. Певек Чукотского АО можно считать успешно завершенным. Теперь она полноправно стала 11-й промышленно эксплуатируемой АЭС в России и самой северной в мире», — заявил А. Петров.
В 2020 г. завершен эскизный проект оптимизированного варианта плавучего атомного блока, себестоимость и сроки строительства которого по сравнению с пилотной ПАТЭС значительно снижены, а мощность — увеличена. Экономические показатели обеспечивают ему конкурентность в плане тарифов на электроэнергию как в России, так и на зарубежных рынках.

■ В декабре Росатом и Правительство Республики Саха (Якутия) заключили соглашение, которое закрепляет принципы тарифообразования на электроэнергию в рамках проекта сооружения атомной станции малой мощности (АСММ) в поселке Усть-Куйга Усть-Янского улуса.
В основе проекта — референтная технология Росатома с реакторными установками РИТМ-200, спроектированными с учетом многолетнего опыта эксплуатации малых реакторов на судах российского атомного ледокольного флота. В 2020 г. был завершен полевой этап изысканий. Лицензию на строительство планируется получить в 2024 г., а ввести станцию в строй — в 2028 г.

■ Ростехнадзор продлил лицензию на эксплуатацию БН-600 до 2025 г. Продление срока эксплуатации еще на 5 лет позволит выработать дополнительно более 22 млрд кВт·ч электроэнергии.

■ Универсальный атомный ледокол «Арктика» вошел в состав атомного флота России. 21 октября на АЛ в Мурманске прошла церемония поднятия государственного флага Российской Федерации. Ледокол уже совершил первый рабочий рейс в акваторию Северного морского пути.

■ 26 мая в Санкт-Петербурге на Балтийском заводе состоялась церемония закладки атомного ледокола проекта 2220 «Якутия». АЛ «Якутия» — четвертый ледокол данного проекта, после «Арктики» (головного) и двух серийных: «Сибирь» и «Урал». Сдача в эксплуатацию «Якутии» намечена на 2025 г.

■ 16 декабря на Балтийском заводе состоялась церемония закладки атомного ледокола «Чукотка», пятого ледокола проекта 22220 после «Арктики» (головного и трех серийных АЛ: «Сибирь», «Урал» и «Якутия»). Ввод в эксплуатацию намечен на декабрь 2026 г.

■ В апреле Росатомфлот и судостроительный комплекс «Звезда» подписали контракт на строительство ледокола «Лидер», 6 июля состоялась первая резка металла для его строительства. Ввод ледокола запланирован на декабрь 2027 г.

■ Объем грузооборота в акватории Северного морского пути достиг рекордного значения — 32,97 млн тонн, превысив годовой план в 29 млн тонн.

Портфель зарубежных заказов Росатома

Комментируя итоги прошедшего года, глава Росатома А.Лихачев сказал, что «мы практически не ощутили серьезной временной задержки в реализации наших зарубежных проектов». Ограничения, введенные в 2020 г. из-за пандемии коронавирусной инфекции, не привели к серьезным сдвигам в строительстве ядерных энергоблоков по российским технологиям за рубежом.
По словам А. Лихачева, портфель зарубежных заказов Росатома на 10-летний период (35 блоков в 12 странах) составил по итогам 2020 г. 138 млрд долларов.

В 2020 году:

Блок № 1 Белорусской АЭС с реактором ВВЭР-1200 3 ноября впервые был синхронизирован с сетью и выдал первые кВт-часы электроэнергии в единую энергосистему Республики Беларусь. 22 декабря начался этап его опытно-промышленной эксплуатации. Ввод в промышленную эксплуатацию запланирован на 1 квартал 2021 г. Энергоблок № 1 Белорусской АЭС является первым действующим энергоблоком поколения 3+, построенным по российским технологиям за рубежом. Блок № 2 должен быть введен в эксплуатацию в первом полугодии 2022 г.

■ В декабре подписан протокол об окончательной приемке блока № 4 АЭС Тяньвань (КНР). После двухгодичной гарантийной эксплуатации Росатом передал блок заказчику — компании Jangsa Nuclear Power Corportion.

■ По словам директора строящейся в Турции первой АЭС Аккую (4 блока с реактором ВВЭР-1200) Сергея Буцких, строительные и монтажные работы на станции идут «полным ходом» в соответствии с графиком:
— в апреле на площадке будущей АЭС стартовало строительство блока № 2;
— в ноябре Министерство энергетики и природных ресурсов Турции сообщило о выдаче лицензии на строительство блока № 3 этой станции;
— на площадку строительства доставлен корпус реактора для энергоблока № 1, и началось строительство насосной станции для этого блока;
— на блоке № 2 установлена в проектное положение «ловушка расплава».

■ «Мы сделали все возможное и невозможное, чтобы выполнить ключевые события 2020 г.
Сооружение АЭС движется в хорошем темпе», — сказал директор проекта по сооружению АЭС «Руппур» (2 энергоблока с реакторами ВВЭР-1200) в Республике Бангладеш С. Ласточкин:
— на блоке № 1 с опережением графика завершено возведение шахты реактора;
— на строительную площадку доставлен корпус реактора для блока № 1;
— завершено бетонирование цилиндрической части внутренней защитной оболочки блока № 1.

■ Продолжались работы по реализации проекта сооружения в провинции Ляонин (КНР) двух энергоблоков (№ 3 и № 4) АЭС «Сюйдапу» с реакторами ВВЭР-1200 (уточнение документации, согласование, подготовительные работы на площадке) с тем, чтобы в 2021 г. приступить к активной фазе строительства. В составе блоков № 1 и № 2 реакторы АР-1000 американского дизайна. До сих пор опыта сосуществования в рамках одной АЭС энергоблоков российского и американского дизайна не было. Пуск блоков № 3 и № 4 запланирован на 2027 и в 2028 гг. соответственно.

■ Достигнуты важные вехи в подготовке двух новых энергоблоков с реакторами ВВЭР-1200 («Пакш-II» в Венгрии) к строительству:
— летом была подана заявка на получение строительной лицензии в Венгерское атомное ведомство (ОАН), а в ноябре получено разрешение от управления энергетики и коммунального хозяйства на присоединение двух будущих энергоблоков в венгерской энергетической системе;
— получены разрешения на строительство ряда объектов строительно-монтажной базы, и начато их строительство.

По словам министра иностранных дел и внешнеэкономических связей П. Сийярта, в декабре 2020 г. представители России и Венгрии в ходе двусторонних переговоров в Будапеште констатировали, что пандемия не задержала строительство новых энергоблоков, и инвестиции продвигаются в соответствии с измененным графиком из-за продления процесса допуска АЭС в Евросоюзе. Министр подчеркнул, что плановый срок ввода в эксплуатацию новых блоков, назначенный на 2028—2029 годы, является реалистичным.

■ Росатом передал заказчику (компании Fennovoima) проектную документацию базового дизайна с описанием технических решений проекта АЭС Ханхикиви в Финляндии. Переданный пакет документов включает описание таких ключевых стадий подготовки, как концептуальный и функциональный проект АЭС, 3D-модель, проекты систем и здания АЭС, и составляет основу для предварительного отчета по безопасности проекта (ПООБ), который должен быть рассмотрен и принят Управлением по ядерной безопасности (STUK) страны для того, чтобы лицензия на строительство АЭС могла быть выдана правительством Финляндии. ПООБ является основным документом при подаче заявки на лицензию и представляет собой подробное описание всех аспектов, влияющих на безопасность АЭС: выбор площадки и размещение АЭС, проектные основы и технические решения, средства и меры безопасности. Завершить работы над ПООБ планируется весной 2021 г. Требования STUK к уровню детализации документов на этапе лицензирования существенно выше по сравнению со многими странами, и общая задача — урегулировать на «бумажной стадии» все технические детали проекта, чтобы минимизировать или вовсе исключить необходимость переделок непосредственно на стадии сооружения.

Новый индийский ядерный энергоблок

В индийском штате Гуджарат 10 января 2021 г. впервые был синхронизирован с сетью блок № 3 АЭС Kakrapar с тяжеловодным реактором PHWR-700. Это — первый в стране реактор PHWR мощностью 700 МВт(э) собственной разработки.
Начало строительства блока № 3 — ноябрь 2010 г., реактор достиг критичности в июле 2020 г. На блоках № 1 и № 2 АЭС Kakrapar установлены реакторы PHWR мощностью 220 МВт(э) индийской разработки, введены в промышленную эксплуатацию в 1993 и 1995 гг. соответственно.

Технология PHWR пришла в Индию из Канады. Но если первые блоки с PHWR во многом повторили исходный канадский проект, то уже на АЭС Madras (пуск блоков № 1 и № 2 мощностью 220 МВт(э) в 1983 и 1985 гг. соответственно) в проекте появились усовершенствования, внесенные индийскими атомщиками. В 2000 г. началось сооружение II-й очереди АЭС Tarapur (блоки № 3 и № 4), в их составе тяжеловодные реакторы большей мощности (PHWR-540). Ввод этих блоков состоялся в 2005 и 2006 гг. соответственно. Успешное и своевременное завершение строительства двух блоков с PHWR-540 повлекло за собой разработку и внедрение реактора PHWR-700, правда, от заливки первого бетона до энергопуска блока с PHWR-700 прошло 10 лет.

В настоящее время в Индии строятся еще 5 блоков с PHWR-700: Kakrapar-4 (начало строительства март 2011 г.); Rajasthan-7, -8 (начало строительства — июль 2011 г.), еще на двух площадках ведутся земляные работы, но заливки первого бетона (официальное начало строительства) пока не было.

В составе индийского ядерного парка сейчас 23 действующих ядерных энергоблоков; 6 блоков находятся в стадии строительства. По числу действующих ядерных блоков Индия занимает седьмое место в мире, по установленной мощности (6955 МВт(э)) — 13 место, что связано со строительством реакторов малой мощности собственного производства для получения опыта в области ядерных технологий, поскольку ядерно-энергетическая программа Индии осуществлялась долгое время без топлива и технической помощи со стороны других стран.

Финансирование атомной отрасли в США

Конгресс США 21 декабря 2020 г. одобрил бюджетный законопроект, которым определяется финансирование Министерства энергетики (DOE) на 2021 финансовый год. Законопроект предусматривает выделение DОЕ 42 млрд долларов, что на 3,45 млрд больше, чем в 2020 финансовом году, и на 6,3 млрд больше, чем было запрошено.

Из 1,5 млрд долларов, предназначающихся на нужды исследований и демонстраций в области атомной энергии, 280 миллионов долларов выделены программе по демонстрации перспективных реакторных проектов (ARDR); 27,5 миллиона долларов будут потрачены на работы, связанные с обращением с радиоактивными отходами.

Бюджет предусматривает также финансирование в размере 150 миллионов долларов создания в США уранового резерва. В апреле 2020 г. рабочая группа при президенте Д.Трампе внесла в список рекомендаций предложение о прямой закупке урана для формирования национального резерва у американских добывающих компаний.

Перед самым уходом в отставку (8 января 2021 г.) помощника министра энергетики по атомной энергии Р. Баранвал был выпущен стратегический документ о развитии атомной отрасли до 2030-х годов. Коррекция документа в 2022 г. уже заложена в планы. Его судьба зависит от решения администрации нового президента США Байдена.

На 2021 г. стратегическим планом предусматривается: начало закупок урана для национального уранового резерва США; поддержка работ по повторному старту единственного производителя топлива TRIGA, использующегося в исследовательских реакторах; поддержка грантами до 50 университетских проектов по НИОКР и выделение 5 миллионов долларов для поддержки студентов; разработка всеобъемлющего подхода к поддержке стран, развивающих ядерно-энерге­тические программы, и установление официального сотрудничества с пятью такими странами.

Министерство энергетики США поддержало пять проектов по разработке передовых ядерных реакторов, которые будут построены в стране частными компаниями. На данный момент финансирование составляет 30 миллионов долларов, но в течение семи лет планируется увеличить эту сумму до 600 миллионов долларов. Новые гранты нацелены на проекты, которые планируется осуществить в течение ближайших 10—14 лет. Главное условие — эффективность работы, недорогая эксплуатация и конструкция, в которой используются относительно безопасные виды ядерного топлива.

Материал подготовила И.В. Гагаринская


Отредактировано: ДядяВася - 09 февраля 2021 21:13:26
+ 0.32 / 18
ФорумНаучно-технический разделЯдерная и углеводородная энергетики
   
ДядяВася   Россия
Москва
17 лет

Слушатель

Карма: +215.51
Регистрация: 22.07.2010
Сообщений: 4,403
Читатели: 5

Модератор ветки
 
Там дело не в графитовости, а в канальности. Исследовательские всякие умеют.
Чё откопал в инете - качается Диссер :
Цитата
В России производство НТЛ кремния осуществляется в филиале «НИФХИ» им. Л.Я. Карпова (г. Обнинск), на Ленинградской АЭС (г. Сосновый Бор), ФТИ НИ ТПУ (г. Томск), в НИИАР (г. Димитровград) и ПО «Маяк» (г. Озёрск).


Отредактировано: ДядяВася - 08 февраля 2021 21:21:38
+ 0.09 / 5
ФорумНаучно-технический разделЯдерная и углеводородная энергетики
   
ДядяВася   Россия
Москва
17 лет

Слушатель

Карма: +215.51
Регистрация: 22.07.2010
Сообщений: 4,403
Читатели: 5

Модератор ветки
 
Интересно, там предусмотрен уголок для трансмутационного легирования полупроводников?
А нахрена? Это специфический реактор - Какие задачи решит нейтронный реактор ПИК под Гатчиной .
Для легирования вовсю используют РБМК-1000 .

Отредактировано: ДядяВася - 08 февраля 2021 19:56:22
+ 0.16 / 8
 2  3 221→След→

НОВОСТИ ПАРТНЕРОВ

Глобальная Авантюра © 2007-2021 Глобальная Авантюра. Все права защищены и охраняются законом. При использовании любого материала любого автора с данного сайта в печатных или Интернет изданиях, ссылка на оригинал обязательна. Мнение администрации не обязательно совпадает с мнением авторов документов и комментариев, опубликованных на сайте.




Яндекс.Метрика