proatom.ru - сайт агентства ПРоАтом
Журналы Атомная стратегия 2021 год
  Агентство  ПРоАтом. 24 года с атомной отраслью!              
Навигация
· Главная
· Все темы сайта
· Каталог поставщиков
· Контакты
· Наш архив
· Обратная связь
· Опросы
· Поиск по сайту
· Продукты и расценки
· Самое популярное
· Ссылки
· Форум
Журнал
Журнал Атомная стратегия
Подписка на электронную версию
Журнал Атомная стратегия
Атомные Блоги





Подписка
Подписку остановить невозможно! Подробнее...
Задать вопрос
Наши партнеры
PRo-движение
АНОНС
Вышло в свет второе издание двухтомника Б.И.Нигматулина. Подробнее
PRo Погоду

Сотрудничество
Редакция приглашает региональных представителей журнала «Атомная стратегия» и сайта proatom.ru. Информация: (812) 438-32-77, E-mail: pr@proatom.ru Савичев Владимир.
Время и Судьбы

[06/07/2021]     Влияние типа ПГ на развитие атомной энергетики с двухконтурными блоками ВВЭР


А.Я. Благовещенский, д.т.н., проф., Засл. деятель науки РФ, капитан 1 ранга в/о, Военно-Морской Политехнический институт ВУНЦ ВМФ «Военно-Морская Академия»  




Л.Б. Гусев, д.т.н., проф., Засл. деятель науки РФ, зав. кафедрой, капитан 1 ранга в/о. Военно-Морской Политехнический институт ВУНЦ ВМФ «Военно-Морская Академия»

Вводом в строй первой в мире атомной электростанции в 1954 г. наша страна стала родиной атомной энергетики, получившей далее широкое развитие и в других ведущих государствах.



Прогресс в отечественной стационарной и корабельной атомной энергетике опирался на комплексный подход в проведении научных исследований и конструкторско-технологических обоснований по широкому спектру возникающих задач. Среди них одним из ведущих направлений при создании ядерной энергетической установки является выбор типа, схемы и конструктивных решений парогенератора.

В этой связи представляется неоправданным консерватизм, проявляющийся в стационарных двухконтурных энергоблоках с ВВЭР, оснащенных лишь одним типом крупногабаритных горизонтальных парогенераторов «полувекового конструктивного возраста». Положение усугубляется отсутствием планов по реализации новых прогрессивных технических решений по парогенераторам в нынешнем столетии.

В течение длительного времени отечественная атомная энергетика характеризовалась наращиванием мощностей АЭС с реакторами на тепловых нейтронах двух типов: канальные с графитовым замедлителем (РБМК – одноконтурные) и водо-водяные (ВВЭР – двухконтурные), в которых вода под высоким давлением в однофазном состоянии выполняет функции и замедлителя и теплоносителя.

В доперестроечный период наращивание в стране мощностей ТЭС и АЭС не было избыточным в связи с плановым вводом в строй новых энергопотребляющих предприятий. В то же время активно проводились работы, направленные на перспективное развитие атомной энергетики, включая создание натурных энергоблоков. Примером могут служить реакторы АМБ-100 и АМБ-200 на Белоярской АЭС для освоения «ядерного перегрева» пара и ВК-50 в НИИАР для обоснования возможного создания одноконтурных энергоблоков с корпусными кипящими реакторами (ВВЭРК), получившими широкое распространение на западе (BWR).

Параллельно с развитием стационарного направления более динамично развивалась и транспортная (корабельная) ядерная энергетика с натурной отработкой ядерных энергетических установок (ЯЭУ) на наземных стендах-прототипах в НИТИ им. А.П.Александрова, применительно к которой вопросы обеспечения надежности, безопасности и живучести приобретали особую остроту. Специфические особенности и различия условий эксплуатации стационарных атомных энергоблоков и корабельных ЯЭУ, особенно подводных лодок (АПЛ), активно влияли на принимаемые технические решения по основному оборудованию и конкретно по парогенераторам (ПГ) [1, 2].

 

История вопроса

С начала своего рождения отечественная атомная энергетика, стационарная и корабельная, развивалась в условиях четкой управляющей системы Министерства среднего машиностроения предприятиями и структурами всех участвующих ведомств под общим «крупномасштабным» научным руководством, возглавляемым академиком А.П. Александровым. В двухконтурных реакторных установках (РУ) с ВВЭР проявился разный подход к выбору типа, схемных и конструктивных решений ПГ в зависимости от назначения ЯЭУ. Опираясь на успехи советской научной школы прямоточного котлостроения, уже для первого поколения АПЛ в проекте РУ были применены прямоточные ПГ с небольшой степенью перегрева пара, облегчающие по сравнению с другими типами ПГ обеспечение маневренности ЯЭУ. В этом плане отечественная корабельная ядерная энергетика, несмотря на некоторое хронологическое отставание от США по вводу в строй первых АПЛ, опиралась на более прогрессивные технические решения. Для стационарного направления развития ядерной энергетики задачи маневренности были не актуальны.

При плановом управлении народным хозяйством в доперестроечный период для удовлетворения энергетических потребностей экономики страны системно вводились в строй новые АЭС и электростанции на органическом топливе (ТЭС). При этом одним из главных положений концепции эксплуатации электрогенерирующих объектов являлось обеспечение работы АЭС в базовом режиме и участие ТЭС в графиках изменяющихся нагрузок. Это положение явилось определяющим в формировании «облика» РУ АЭС.

После закрытия канального уран-графитового направления в отечественной атомной энергетике и для тиражирования на площадках зарубежных заказчиков главным конструктором РУ для АЭС ОКБ «Гидропресс» была реализована петлевая компоновка основного оборудования первого контура: реактор, ПГ, главные циркуляционные насосы (ГЦН) и др. В отличие от западных проектов РУ с вертикальными ПГ был разработан горизонтальный ПГ с обогреваемым трубным пучком погружного типа, с естественной циркуляцией и кипением среды второго контура в межтрубном пространстве и получением насыщенного пара. Этот подход нашел отражение в нескольких поколениях РУ, начиная с ВВЭР-210 и кончая ВВЭР-1000 (1200), с натурной отработкой на Нововоронежской АЭС. В настоящее время ВВЭР-1000 (1200) является основным для отечественной атомной энергетики. Четырёхпетлевая компоновка РУ с ВВЭР-1000(1200) представлена на рис. 1. Её парогенератор показан на рис. 2.

Рис. 1. Четырехпетлевая РУ ВВЭР-1000 (1200) с горизонтальными парогенераторами

Рис. 2. Горизонтальный парогенератор РУ ВВЭР-1000(1200)

 

Развитие парогенераторного направления, его состояние и влияние на важнейшие характеристики РУ

С самого начала, несмотря на принципиальную новизну ядерного реактора как источника энергии, его конструктивная и эксплуатационная отработка вызывала меньше сложности по сравнению с конструированием и отработкой ПГ. Помимо главной задачи – передачи тепла от теплоносителя первого контура пароводяному рабочему телу цикла, от типа и схемы ПГ, его теплогидравлических характеристик и конструктивных решений зависят эксплуатационные возможности, связанные с управляемостью, надежностью, безопасностью и, для АПЛ - живучестью и ремонтопригодностью. Парогенераторные направления в корабельной и стационарной ядерной энергетике были различны. Наибольшие проблемы и трудности при эксплуатации ЯЭУ АПЛ доставляло появление неплотностей в трубках прямоточного ПГ из-за хлоридного растрескивания аустенитной стали под напряжением, приводящих к появлению радиоактивности в воздушной среде отсеков.

Поиск технических решений для устранения данной проблемы был очень широким. В частности, в отличие от первого поколения АПЛ для второго поколения лодок была изменена гидравлическая схема движения теплообменивающихся сред, при которой теплоноситель второго контура находился не в межтрубном пространстве, а распределялся по трубкам с обеспечением гидродинамической стабильности с помощью «шайбования». Менялись и другие решения: Главный конструктор РУ второго поколения АПЛ (ныне «ОКБМ Африкантов», г. Нижний Новгород), перейдя от петлевой к блочной компоновке, применил корпуса ПГ, рассчитанные на давление первого контура, с возможностью отключения ПГ двойными затворами по питательной воде и пару для локализации течи [2].

Параллельно осуществлялся активный поиск металловедческих решений в части применяемых материалов, который увенчался успехом при замене стали трубной части сплавом на основе титана. Применение выемной трубной части в ПГ не требовало производства «резочно-сварочных» работ по блоку корпусов РУ при её замене. После перехода парогенераторного направления от Специального конструкторского бюро котлостроения  (СКБК) Балтийского завода в «ОКБМ Африкантов» при создании РУ для третьего поколения АПЛ, научной школой, возглавляемой академиком Ф.М. Митенковым, был достигнут качественный скачок в данной области. В унифицированной РУ для современных проектов АПЛ применены ПГ с теплопередающей частью кассетного типа (с двухсторонним обогревом среды второго контура), обеспечивающие удельную энергонапряженность (кВт/л), соизмеримую с её величиной в активной зоне [3]. Это позволило сократить количество ПГ с четырех до двух по сравнению с начальным вариантом, испытанным и отработанным на стенде КВ-1 [4] в НИТИ им. А.П. Александрова (рис. 3).

Рис. 3. Блочная корабельная РУ ОК-650Б для АПЛ третьего поколения, испытанная и отработанная на стенде КВ-1 в НИТИ им. А.П. Александрова

 

В настоящее время, используя кассетный тип ПГ, достигнут новый качественный скачок в корабельных ЯЭУ в виде перехода от блочной компоновки РУ к интегральной (моноблочной установки – МБУ), в которой и активная зона и ПГ размещены в едином корпусе цилиндрической формы (рис. 4). Этому способствовали выполненные ранее испытания и отработка варианта МБУ на стенде КВ-2 в НИТИ им. А.П. Александрова. Сейчас это направление реализовано в ЯЭУ ледокола «Арктика» (РИТМ-200) и закладывается в новейшие проекты АПЛ.

В основу проекта реакторной установки РИТМ-200 положен парогенерирующий блок (ПГБ) интегрированного типа с принудительной циркуляцией, расположением кассет ПГ внутри корпуса реактора, центральных насосов первого контура (ЦНПК) - в отдельных выносных гидрокамерах, и активной зоной с увеличенным энергоресурсом. Данный тип ПГБ характеризуется большей компактностью по сравнению с применяемым на действующих атомных судах ПГБ блочного типа, в котором парогенераторы размещены в отдельных корпусах.

Рис. 4. Моноблочная корабельная РУ РИТМ-200 с прямоточными парогенераторами кассетного типа:

а) внешний вид РУ РИТМ-200;

б) компоновка ПГБ РУ РИТМ-200:

1, 2 – приводы системы управления и защиты;

3 – центральные насосы первого контура в отдельных выносных гидрокамерах;

4 – парогенераторы;

5 – активная зона.

Благодаря сочетанию в РУ АПЛ прямоточного ПГ с активной зоной реактора, имеющей отрицательный температурный коэффициент реактивности, в максимальной степени используется эффект саморегулирования. Налицо кажущийся парадокс: управление нейтронной мощностью реактора осуществляется изменением расхода питательной воды в ПГ практически без участия системы управления и защиты (СУЗ), задачи которой предельно упрощаются и сводятся лишь к компенсации проявляющихся изменений реактивности активной зоны.

Поддержание постоянной средней температуры теплоносителя первого контура при маневрировании, что является важным для обеспечения прочности металла блока корпуса РУ, а также для облегчения условий функционирования компенсатора давления (КД), не предъявляет специальных требований к характеристике изменения давления среды в ПГ. Качественно – при уменьшении расхода питательной воды в ПГ и, соответственно, снижении тепловой мощности уменьшается величина поверхностей нагрева экономайзерного и испарительного участков с увеличением за счет этого поверхности пароперегревательного участка, что приводит к сближению температур перегрева пара и теплоносителя первого контура на входе в ПГ. Этим достигается требуемое для реализации заложенной программы регулирования снижение осредненного по всему ПГ температурного напора между теплообменивающимися средами. Приведенное описание достаточно простой физической картины подтверждает перспективность прогрессивных решений по ПГ для применения в стационарной атомной энергетике.

Опыт эксплуатации ЯЭУ АПЛ нескольких поколений, насчитывающий сотни реакторо-лет, подтвердил правильность выбранного направления, которое во многом доведено до совершенства. Уместно вспомнить, что на первых порах командиры АПЛ поддерживали в походе мощность РУ на номинальном уровне и «грели море» травлением избыточного пара через дроссельно-увлажнительное устройство (ДУУ) на главный конденсатор турбины, чтобы иметь быстро реализуемое увеличение мощности на гребных винтах. Последующие исследования динамики всего комплекса: «ЯЭУ, гребные винты, АПЛ» - с проведением натурных испытаний подтвердили отсутствие необходимости иметь в ходовых режимах избыточную паропроизводительность РУ, благодаря высоким маневренным качеством ЯЭУ.

Иная ситуация сложилась в стационарной атомной энергетике. С позиций имеющегося опыта эксплуатации транспортных ЯЭУ трудно считать оправданным принятие в энергоблоках с ВВЭР лишь одного типа ПГ – горизонтального «погружного типа» без проработки других альтернативных решений, в частности, вертикальных ПГ, предлагаемых в своё время ЦКТИ им. И.И. Ползунова.

В горизонтальных ПГ (рис. 2) отсутствует симметричная картина теплогидродинамических процессов в его горизонтальном сечении. Паровая нагрузка вдоль трубки (поверхности нагрева) от «горячего» коллектора к «холодному» различается примерно в 4 раза и выравнивается для обеспечения сепарации с помощью погружного дырчатого листа [1]. Эксплуатационная отработка горизонтальных ПГ вызывала много осложнений по целому ряду причин, приводящих к появлению неплотностей в их коллекторной части. Проявлялись сложность геометрической разметки соединения трубок с коллекторами, способ их вальцовки, чувствительность к положению уровня пароводяной смеси, к водно-химическому режиму и др. На некоторых АЭС, в частности, на Южно-Украинской, потребовалась неоднократная замена аварийных ПГ на новые с проведением дорогостоящих и сложных технологических работ, связанных с отрезкой ПГ и последующей приваркой к главным циркуляционным трубопроводам первого контура.

Для детального изучения всего комплекса эксплуатационных особенностей работы горизонтального ПГ и квалифицированного обмена мнениями специалистами под руководством ОКБ «Гидропресс» каждые два года проводятся международные научно-технические семинары по горизонтальным парогенераторам. Вначале эти семинары проводились в Лаппеенрантском Университете Технологий в Финляндии, эксплуатирующей горизонтальные ПГ на АЭС «Ловииса» с ВВЭР-440. В настоящее время эти семинары проводятся в Подольске в ОКБ «Гидропресс». На семинарах, в процессе обсуждения тематики, открывались все новые особенности работы ПГ. В частности, в режиме естественной циркуляции теплоносителя первого контура (ЕЦТ) имеет место опрокидывание циркуляции в нижних рядах трубок, т.е. переток «холодного» теплоносителя в «горячий» коллектор [5] и др.

Петлевая компоновка с горизонтальными ПГ в РУ с ВВЭР-1000 (1200) требует значительной протяженности трубопроводов первого контура большого диаметра, превышающей 100 м, и приводит к большим габаритам РУ, определяющим размеры защитной оболочки (контейнмента). С вертикальными ПГ реакторная установка была бы более компактной, менее металлоемкой с соответствующим снижением капитальных затрат. Данный вопрос имеет полувековую данность. За прошедшее время Главным конструктором совместно с ведущими отраслевыми НИИ и проектантами АЭС было много сделано по совершенствованию активных зон, внутриреакторных процессов, а также по повышению надёжности и безопасности энергоблоков с ВВЭР-1000 (1200), в том числе с учетом тяжелых (запроектных) аварий, однако главный компоновочный конструктив первого контура РУ сохранился прежним.

Нынешняя экономическая ситуация характеризуется отсутствием роста энергопотребления из-за вывода из эксплуатации в рыночных условиях большого числа предприятий доперестроечного периода и отсутствия активного строительства новых энергопотребляющих структур. Такое положение не способствует созданию АЭС с энергоблоками на базе ВВЭР с реализацией новых перспективных технических (технологических) решений. На период до 2035 г. планируется строительство АЭС с
ВВЭР-1000 (1200) только для замены выводимых из эксплуатации энергоблоков [6].

В настоящее время физическое состояние оборудования ТЭС в своем большинстве из-за выработки ресурса в значительной степени уступает АЭС. По этой причине жизнь вносит свои коррективы, заставляя АЭС участвовать в выработке электроэнергии с учётом зависимости от конкретных местных условий и графиков изменяющихся нагрузок. В то же время энергоблоки с ВВЭР-1000 (1200) с существующим типом ПГ не приспособлены к маневрированию мощностью. Инерционность системы и неизбежное, в отличие от прямоточного ПГ, снижение средней температуры теплоносителя при уменьшении мощности с соответствующим изменением температуры металла ответственных элементов конструкции первого контура, не способствуют надежности и безопасности работы РУ в части прочности конструкций. Понимание данной ситуации обеспечило у специалистов атомной энергетики уверенность в том, что это положение может быть исправлено при создании энергоблоков средней мощности, которые востребованы как для отечественной энергетики, так и для зарубежного заказчика, в частности – в странах Юго-Восточной Азии.

Вопрос об энергоблоке средней мощности имеет многодесятилетнюю историю, освещен в целом ряде публикаций [7, 8] и не нуждается в дополнительном обсуждении. Знаковым моментом явился совместный НТС Госкорпорации «Росатом» и Концерна «Росэнергоатом» в 2015 г., который одобрил вариант блочной РУ средней мощности ВБЭР-600 (рис. 5) на основе технологий атомного судостроения («ОКБМ Африкантов»), вместо двухпетлевой ВВЭР-600 (ОКБ «Гидропресс») (рис. 6) и рекомендовал ускорить выпуск проекта в срок не позднее 2017 г. К сожалению, до настоящего времени ничего в этом плане не сделано.

Рис. 5. Блочная РУ средней мощности ВБЭР-600 с прямоточными парогенераторами

Рис. 6. Двухпетлевая РУ средней мощности ВВЭР-600 с горизонтальными парогенераторами

Из прогрессивных направлений в стационарной атомной энергетике можно отметить проявляющийся интерес к созданию атомных станций малой мощности (АЭСММ), базирующихся целиком на использовании корабельных ядерно-энергетических технологий. При имеющей место рыночной спонтанности в экономике под лозунгом «свободу регионам» и финансовых трудностях привлекательным в АЭСММ является их низкая сравнительная стоимость. При этом более высокие удельные капитальные затраты (стоимость установленного кВт) и эксплуатационные расходы отходят на второй план.

Что касается развития атомной энергетики на базе энергоблоков с ВВЭР средней и большой мощности, то здесь реализация новых перспективных технологий в конструктивном и эксплуатационном аспектах с переходом на другой тип ПГ не планируется [6].

 

Актуальные задачи, пути решения

Представленная краткая ретроспектива эволюции отечественной атомной энергетики с привязкой к одному из важных компонентов – парогенераторному направлению свидетельствует:

- с одной стороны, о больших научных и практических успехах, достигнутых в создании и отработке прямоточных ПГ и их влиянии на конструкционно-технологические решения и эксплуатационные возможности РУ;

- с другой стороны, о «парогенераторном консерватизме» в стационарной атомной энергетике, тормозящем её развитие.

Последнее положение как «лакмусовой бумажкой» наглядно иллюстрируется состоянием дел с созданием энергоблоков с ВВЭР средней мощности. В нынешних непростых условиях стала привычной вынужденная позиция разработчиков: «Будет заказчик – будем делать». Высококвалифицированные экономисты, обладающие масштабным мышлением, охватывающим научно-технические аспекты развития атомной энергетики, могли бы оценить пагубность этой позиции для отрасли и в целом для энергетики страны.

Представляется неправомерным отождествлять наращивание мощностей атомных энергоблоков и развитие атомной энергетики. Эти категории находятся в параллельных плоскостях. И сейчас, несмотря на временное отсутствие потребности в росте электрогенерирующих мощностей, должны совершенствоваться ядерно-энергетические технологии АЭС с ВВЭР, в которых одним из важнейших направлений развития является принятие прогрессивных решений по парогенераторам.

Научные, конструкторские, проектные и производственные структуры «Росатома» обладают по-настоящему могучим творческим потенциалом, способным создавать не просто конкурентоспособные энергоблоки для завоевания зарубежного заказчика, но и качественно превосходить достижения соперников. Результаты необходимо доводить до опытно-головного образца для демонстрации преимуществ отечественного продукта «в металле». Это позволит по отработанной технологии в нужный момент начать строить АЭС нового качественного уровня в России и успешно их тиражировать на зарубежных площадках. Внешняя ситуация непростая – достаточно посмотреть на успехи Китая в области развития атомной энергетики.

 

Заключение

Научно-технический (технологический) прогресс в развитии атомной энергетики на базе двухконтурных энергоблоков с ВВЭР в значительной степени зависит от типа, схемы и совершенствования конструктивных решений теплопередающей поверхности ПГ.

Правильность выбора генерального направления развития РУ в корабельной ядерной энергетике с использованием прямоточных ПГ подтвердилась как в компоновочном плане (переход от петлевого конструктива первого контура к блочному и моноблочному – МБУ), так и в максимальном использовании свойства саморегулирования реактора с достижением высокой степени маневренности ЯЭУ АПЛ.

Отсутствие в настоящее время острой необходимости наращивания электрогенерирующих мощностей в стационарной энергетике не должно тормозить развитие ядерно-энергетических технологий в главном направлении – АЭС на базе двухконтурных РУ с ВВЭР. Петлевая РУ с ВВЭР-1000 (1200) с горизонтальными крупногабаритными ПГ, которая 50 лет тому назад была прорывным перспективным компоновочным вариантом и не предусматривала новых решений до конца 2100 г. [6], не сможет сохранить свою привлекательность как внутри страны, так и для зарубежного заказчика в условиях нынешней конкуренции.

Передовые технологии автоматически проявятся в АЭС малой мощности, использующей новейшие образцы корабельной ядерной энергетики и вызывающей всё больший интерес. Применительно к АЭС средней и большой мощности, используя научно-технический потенциал ведущих структур «Росатома», опираясь на выдающиеся отечественные достижения в корабельных ЯЭУ с прямоточными ПГ, могут и должны создаваться новые энергоблоки, качественно превосходящие проекты зарубежных конкурентов.

Доведение энергоблока до опытно-головного образца позволит демонстрировать свои преимущества как в обеспечении маневренности с максимальным использованием свойства саморегулирования реактора при применении прямоточного ПГ, так и в совершенствовании конструктивных решений. К ним относится отказ от петлевой компоновки РУ с переходом к блочной компоновке с выемной теплопередающей частью ПГ, не требующей резки и сварки основного металла парогенерирующего блока при замене и др. операциях, с сохранением достигнутых успехов по надежности, безопасности и живучести в аварийных ситуациях любых типов, включая запроектные.

 

Литература

1. Рассохин Н.Г. Парогенераторные установки атомных электростанций. – М.: Энергоатомиздат, 1987

2. Дядик А.Н. Энергетика атомных судов/ А.Н. Дядик, С.Н. Сурин. – СПб: «Судостроение», 2014

3. Лейкин И.Ю. Физические основы эксплуатации и безопасность ядерных реакторов/ И.Ю. Лейкин, Л.Б. Гусев. – СПб: Северная звезда, 2014

4. Брянских Э.С. Подводная одиссея НИТИ им. А.П. Александрова. – СПб: Моринтех, 2004

5. Blagovechtchenski A. Creterion estimation of conditions, that cause disturbances of natural circulation of coolant in tubes of horizontal and vertical steam generators/ A.Blagovechtchenski, H.Kalli// Proceedings of Fifth International Seminar on Horizontal Steam Generators 20 – 22 March, 2001, Lappeenranta, Finland

6. Стратегия развития ядерной энергетики России до 2050 года и перспективы на период до 2100 года: одобрено решением президиума НТС ГК «Росатом»  26 декабря 2018 года. – М., 62 с.

7. Страсти по средней мощности// Страна Росатом, - 2015. - № 20 (196)

8. Благовещенский А.Я. Каким хотелось бы видеть энергоблок с ВВЭР средней мощности/ А.Я. Благовещенский, Л.Б. Гусев// Технологии обеспечения жизненного цикла ядерных энергетических установок. – 2017. - № 2 (8). – с.8 – 14.

 

Полную версию статьи см. в научно-техническом сборнике «Технологии обеспечения жизненного цикла ядерных энергетических установок» № 1(23) 2021 г. (Изд. НИТИ им. А.П. Александрова). 

 

 
Связанные ссылки
· Больше про Машиностроение
· Новость от Proatom


Самая читаемая статья: Машиностроение:
Современные быстроходные и тихоходные паровые турбины

Рейтинг статьи
Средняя оценка работы автора: 5
Ответов: 8


Проголосуйте, пожалуйста, за работу автора:

Отлично
Очень хорошо
Хорошо
Нормально
Плохо

опции

 Напечатать текущую страницу Напечатать текущую страницу

"Авторизация" | Создать Акаунт | 47 Комментарии | Поиск в дискуссии
Спасибо за проявленный интерес

Re: Влияние типа ПГ на развитие атомной энергетики с двухконтурными блоками ВВЭР (Всего: 0)
от Гость на 06/07/2021
Виноградов, попусту не критикуй лодочную BWR технологию и заслуженных людей.Газовая турбина на температуру 1200-1400 Цельсия будет очень не долговечной, ремонтный доступ к ней затруднён радиацией. Прототипа действующего нет. В лучшем случае с прототипами будешь возиться лет 10 прежде чем отладишь до тиражируемого совершенства.
В паро-турбинных установках достигнут длительный необслуживаемый пробег в том числе благодаря тому, что температура пара на уровне 540 Цельсия на угольных электростанциях и на быстрых реакторах. Если поднять Т в Кельвинах вдвое на газовой турбине, совсем другие сплавы и технические решения понадобятся. В готовом виде из пока нет, так чтобы без кобальта в сплавах и так чтобы частая переборка турбинам не требовалась. Это некий "Журавль в небе" которого пока не тзвестно кто и каким способом поймает 
А вот BWR'ы есть, отлажены полвека назад,  они технологическая реальность полностью удовлетворяющая нуждам АПЛ, крейсеров и авианосцев. 



[ Ответить на это ]


Re: Влияние типа ПГ на развитие атомной энергетики с двухконтурными блоками ВВЭР (Всего: 0)
от Гость на 12/07/2021
... Газовая турбина на температуру 1200-1400 Цельсия будет очень не долговечной...Вы заблуждаетесь, или откровенно врёте. Сейчас ОДК делает уже серийно ГТУ с температурой рабочего тела на 1-ой ступени турбины 1409 гр.Ц на достаточно длительный период времени работы без обслуги и ремонта. См. "продажные листы" ОДК.
... В готовом виде из пока нет, так чтобы без кобальта в сплавах и так чтобы частая переборка турбинам не требовалась. Это некий "Журавль в небе" которого пока не тзвестно кто и каким способом поймает...Ваши студенты уж точно не поймаю "журавля", выращиваете неучей, вам бы всё готовенькое иметь. Конструировать и изобретать новое надо, а не болтать о том, что нет "сплавов без кобальта"  и т.п. и .т.д. И причём здесь ваши старинные знания, что нужен кобальт. Вот недавно прошли первые испытания керамических лопаточных аппаратов на 2000 гр.Ц. И что, хотите чтобы всё и сразу вам раскрыли, из чего и как делали рассказать. Вот вот, "BWR'ы есть, отлажены полвека назад,  они технологическая реальность полностью удовлетворяющая нуждам АПЛ, крейсеров и авианосцев. Зачем Вам всем герантам ВМФ РФ тогда что-то боле быстроходное, быстро сменяемые ЯСУ создавать, живите с "паровозами" и душите матросов и мичманов радиацией в обнимке с атомным реакторов в едином силовом корпусе АПЛ на глубинах до 650 м. Дебилизм у молодух прилипает от старых герантократов, от офицеров - чиновников, от мендеджеров - с высшими академиями, но без знаний.Так держать! Виноградов А. P.s. Через лет так 10-20 будете покупать "готовенькое" у Китая.



[
Ответить на это ]


Re: Влияние типа ПГ на развитие атомной энергетики с двухконтурными блоками ВВЭР (Всего: 0)
от Гость на 07/07/2021
По гипотетическому газотурбинному энергоблоку Виноградова есть неясные моменты:1)
По сравнению с BWR подняли температуру теплоносителя в Кельвинах ВДВОЕ. Сразу вопрос: при заявленных 1200 - 1400 Цельсия, давление насыщенного пара многих элементов таблицы Менделеева сильно отлично от нуля. На лопатках турбины и компрессора будет осаждаться напыление металлов просочившихся сквозь оболочки ТВЭЛов и материалы внутренностей разгерметизировавшегося небольшого процента ТВЭЛов.Что с этим делать?
Пусть Вы взяли турбину от АН-124 и повезло с удачным экземпляром / хотя вроде бы всё время на 1300 Цельсия она не работает на самолёте а только единицы минут для взлёта/. Но раз в пол-года капремонт с переборкой нужен. На "Суперджете" не могут достичь и половины заявленного ресурса турбин при эксплуатации. Как их ремонтировать при напылении америция, кюрия: вручную, роботами или всю турбину на захоронение? Проработавшую может быть 2000 часов всего? 
2)Молярная масса воздуха 29, гелия 4 грамма на моль. Нужна специальная быстроходная турбина для гелия ведь квадратные корни различаются в 2,7 раза. Как ВВЭРам-1200 с насыщенным паром специальные турбины нужны, так и Виноградову под гелий. Кто её будет делать? В СССР был например Харьковский Турбинный Завод, теперь он вне Вашего доступа. Просто взять под гелий авиа-турбину разработанную под подогретый воздух - по видимому не получится. Кто будет спецгелиевую делать, отлаживать прототип, ставить в серийное производство? Для ВМФ газовые-то классические турбины делавшиеся с 1960-х промышленность РФ импортозаместить сколько лет никак не может. 
3)Во сколько раз вырастет масса радиационной защиты из-за по-видимому невозможности использовать в ней дистиллированную воду? 




[ Ответить на это ]


Re: Влияние типа ПГ на развитие атомной энергетики с двухконтурными блоками ВВЭР (Всего: 0)
от Гость на 12/07/2021
По гипотетическому газотурбинному энергоблоку Виноградова есть неясные моменты:...
Отвечаю: Вы не поняли конструкцию атомного двигателя, см. статью в ПРоАтоме, это во-первых. А во-вторых, Вы все комментаторы ссылаетесь на старинные турбины самолётов, или на пароводяные циклы, паровые турбины и т.д.
Этого старья в атомном двигателе нет, и никогда не было, и не будет. Маленькое добавление: Последняя конструкция "Атомного двигателя ..." это одноконтурныйбыстрый реактор с ионно модифицированным газовым теплоносителем высокой плотности (подобиесверхкритики для углекислого газа). Температуру на входе в турбину держит 1409 гр.Ц длительно.Приэтом кпд почти дошли до 80%. Ресурс связки: активная зона + турбина + компрессор осевой  до 20000час. Ребята стараются! Виноградов А.


[
Ответить на это ]


Re: Влияние типа ПГ на развитие атомной энергетики с двухконтурными блоками ВВЭР (Всего: 0)
от Гость на 19/07/2021
Работайте, братья. Однако, ВК-50 отбарабанил больше 55 лет, а это не меньше четырех с половиной сотен тысяч часов.


[
Ответить на это ]


Re: Влияние типа ПГ на развитие атомной энергетики с двухконтурными блоками ВВЭР (Всего: 0)
от Гость на 06/07/2021
Просто удивляюсь! Уже надо забыть и выкинуть из учебников водоводяной цикл для атомного реактора. Опять эти толстостенные бочки, огромные массы железа, объём РИТМа на а/ледоколе это площадка 6х6 метров высотой 18 метров, а мощность на валу, да ещё с гребным  винтом диаметром от 4 метров во льдах, до 65 кВт, это вообще мрак, бред тупоумных конструкторов. Г-н Благовещенский А.Я., зачем Вам видеть блок ВВЭР, ведь это уже прошлый век, зачем на корабле или в АПЛ иметь паровую турбину на влажном, пусть даже на перегретом паре. Это же дебилизм, тупоумие ... Есть уже ка 60 лет газовые турбины, а с атомным реактором с температурой рабочего тела от 1200 - 1400 гр.Ц кпд можно достичь до 80%. И масса всей атомной силовой установки можно достичь до 30 тонн. И габариты 4х4х8 м. И не гребной винт, а реактивный водометный привод. Скорость в разы больше можно достичь. Зачем Вы читаете студентам бредни прошлого века, чему учите? старью?


[ Ответить на это ]


Re: Влияние типа ПГ на развитие атомной энергетики с двухконтурными блоками ВВЭР (Всего: 0)
от Гость на 07/07/2021
Цитата:
"Менялись и другие решения: Главный конструктор РУ второго поколения АПЛ (ныне «ОКБМ Африкантов», г. Нижний Новгород), перейдя от петлевой к блочной компоновке"

Интересный нюанс:
значит, главный конструктор РУ АПЛ второго поколения - Африкантов.
Тогда первого поколения кто, по ВВЭРам НИКИЭТ а по свинцу-висмуту Обнинск?
По третьему поколению вроде бы тоже Африкантов? И по реакторам ледоколов он же?
Тогда по большим стационарным ВВЭРам Курчатовский осуществляет общее руководство плюс по своему проекту имеют три АЭПа: Московский, Петербургский и Нижегородский?

Поэтому - потому что у каждого хозяина свои приближённые подрядчики и под них свой проект - нужны повторяющие один другого не взаимо-заменяемые по запчастям проекты ВВЭР-1200 и ВВЭР-ТОИ, равно как несколько разновидностей ВВЭРа-1000?

Если всё так, получается, НИКИЭТа вытеснили и из лодочной тематики тоже, не только РБМК ему зарезали после Чернобыля? Тогда "БРЕСТ" для НИКИЭТА вправду последняя соломинка чтоб не превратиться в контору по выводу из эксплуатации РБМК на Ленинградской, Смоленской и Курской АЭС.




[ Ответить на это ]


Re: Влияние типа ПГ на развитие атомной энергетики с двухконтурными блоками ВВЭР (Всего: 0)
от Гость на 07/07/2021
Цитата:
"Вводом в строй первой в мире атомной электростанции в 1954 г. наша страна стала родиной атомной энергетики, получившей далее широкое развитие и в других ведущих государствах."

Уважаемые авторы,
высоко оценивая Ваш текст, необходимо сделать уточнение.

Родиной атомной энергетики безоговорочно стали США в 1942 году, когда под трибунами стадиона в Чикаго первый в мире ядерный графитовый реактор на природном уране достиг надкритики. Создатель реактора Энрико Ферми получил за это Нобелевскую Премию.

Кроме того, к моменту пуска "первой АЭС" в 1954 году, США уже продемонстрировали генерирование электричества термопарами от ядерного реактора, причём на быстрых нейтронах. Кроме того, к 1954 году США имели на ходу первую в мире атомную подводную лодку "Наутилус".

Ну и кроме того, к 1954 году в США уже десять лет работали несколько графитовых наработчиков плутония на природном уране, каждый по тепловой мощности на порядок мощнее чем тепловая мощность "Первой АЭС".

Поэтому исторический приоритет "Первой АЭС" весьма локальный, внутрироссийский. Роль "Первой АЭС" велика только в том смысле, что она спровоцировала Запад почти весь обогащаемый уран сжигать в АЭС на тепловых нейтронах. В то время как СССР оценочно к 1991 году из 1400 тонн урана-235, содержащегося в обогащённом уране /извлекая 3,5 килограмма на тонну из 400.000 тонн природного урана прокрученного центрифугами к 1991 году/, потратил только 400 тонн: в том числе тонн 30 в 713 штуках тестовых ядерных взрывах, плюс тонн 170 в 500 штуках малых модульных ВВЭРов на 248 атомных подводных лодках. Плюс 200 тонн были сожжены мирными АЭС на тепловых и быстрых нейтронах. Оставшиеся 1000 тонн урана-235 представляли собой запас оружейного урана в 27.000 боеголовках на боевом дежурстве к 1991 году.

В то же время Запад, спровоцированный "Первой АЭС", основную часть своего обогащённого урана - несмотря что добыча природного урана на Западе уже в 1960-е достигла 40.000 тонн в год - потратил на сжигание в АЭС на тепловых нейтронах. В этом была историческая роль "Первой АЭС" первенство которой весьма условно.




[ Ответить на это ]


Re: Влияние типа ПГ на развитие атомной энергетики с двухконтурными блоками ВВЭР (Всего: 0)
от Гость на 06/07/2021
это не для средних умов


[ Ответить на это ]


Re: Влияние типа ПГ на развитие атомной энергетики с двухконтурными блоками ВВЭР (Всего: 0)
от Гость на 07/07/2021
Цитата:
"нынешняя экономическая ситуация характеризуется отсутствием роста энергопотребления из-за вывода из эксплуатации в рыночных условиях большого числа предприятий доперестроечного периода и отсутствия активного строительства новых энергопотребляющих структур. Такое положение не способствует созданию АЭС с энергоблоками на базе ВВЭР с реализацией новых перспективных технических (технологических) решений. На период до 2035 г. планируется строительство АЭС с
ВВЭР-1000 (1200) только для замены выводимых из эксплуатации энергоблоков [6]."

Вы же понимаете что возможность России строить АЭС ограничена сразу несколькими факторами. Перечислим без ранжирования по приоритетности:

1)
Способность строить корпусные комплекты реактора, парогенератора - один комплект ВВЭР-1200 в год максимум на "Ижорских Заводах" плюс кое-что "Атоммаш" работающий в основном на нефтяников и газовиков.
2)
Способность делать турбины насыщенного пара - одна штука в год в лучшем случае, делает ЛМЗ.
3)
При этом три АЭПа каждый хочет иметь свой проект мощного ВВЭРа. Плюс есть быстрые натриевые которые хотят делать БН-1200 не дожидаясь отладки плутониевого ЗЯТЦ. Плюс НИКИЭТ хочет свинцовую тематику.
4)
Плюс идущее и прогнозируемое на десятилетия снижение численности населения России предопределяет отсутствие роста спроса на установленную мощность электросети.
5)
И над всем этим давлеет не преодолённый дефицит в снабжении природным ураном после того как в 1991 году отделились Казахстан и другие республики. С 25.000 тонн в год до 3.000 снизилась добыча природного урана, притом что внутрироссийские реакторы потребляют уже под 6.000 тонн в год, плюс экспорт ТВС на построенные нами зарубежом энергоблоки плюс экспорт обогащённого урана зарубеж на которую отрасль успела основательно подсесть как на лёгкие деньги, основывающиеся на кручении советских "хвостов" пол-миллиона тонн обеднённого урана который практически закончился.
6)
В таких условиях создание новой линейки ВВЭРа на тепловых нейтронах имеет объективные препятствия. У Вас есть ряд преимуществ, особенно возможность роста КВ до 0,8 на уране-235, то есть рост экономичности топливоиспользования двукратный. Благодаря этому может быть что-то когда-нибудь и получится.




[ Ответить на это ]


Re: Влияние типа ПГ на развитие атомной энергетики с двухконтурными блоками ВВЭР (Всего: 0)
от Гость на 07/07/2021
Цитата:
"Иная ситуация сложилась в стационарной атомной энергетике. С позиций имеющегося опыта эксплуатации транспортных ЯЭУ трудно считать оправданным принятие в энергоблоках с ВВЭР лишь одного типа ПГ – горизонтального «погружного типа» без проработки других альтернативных решений, в частности, вертикальных ПГ, предлагаемых в своё время ЦКТИ им. И.И. Ползунова."

Уважаемые коллеги, мысль дельную говорите.
Вместе с тем, должны быть веские причины почему десятилетия назад приняли именно горизонтальные ПГ для экспортных ВВЭРов-440 и по инерции для ВВЭР-1000.

Может быть специально чтоб как враги, так и "братья меньшие" по соцлагерю, если изучат ВВЭР-440, не смогли нормальный уменьшенный корабельный реактор создать по его образу и подобию?

Из личного опыта знаю случай.
Есть такие металло-керамические триоды производства Петербурга ГИ-57А на 175 МГц и импульсную мощность 200 кВт, под тысячу таких в фазированной антенной решётке светят на 6.000 километров в радарах системы предупреждения о ракетном нападении.

Так вот: в секретных радарах в инструкции говорилось, что применение "анодом вверх". Когда тысяча ламп, и есть протечки охлаждающей воды за которыми не уследишь - специальные медные каёмки делали так что вода стекала и не закорачивала СВЧ-мощность. Когда же эта лампа поставлялась в Институты Академии Наук, бумажку-инструкцию подменяли на другую с надписью "устанавливать анодом вниз". Тогда если не уследишь - вода скапливается и генератор перестаёт светить пока его не переберёшь гаечными ключами и не устранишь утечку воды. В Академии Наук их не 1000 а всего несколько штук, за всеми уследить можно чтоб не было протечек а на радаре - нет.
Лишь через десятилетия в пост-советское время в бумажке-инструкции прилагаемой к триоду стали писать: "установка анодом вниз или вверх".




[ Ответить на это ]


Re: Влияние типа ПГ на развитие атомной энергетики с двухконтурными блоками ВВЭР (Всего: 0)
от Гость на 07/07/2021
Может "инструкция" есть и для ПГ ВВЭР - ставить их вертикально - делов-то.


[
Ответить на это ]


Re: Влияние типа ПГ на развитие атомной энергетики с двухконтурными блоками ВВЭР (Всего: 0)
от Гость на 07/07/2021
На заре развития технологии ВВЭР специалисты были не дураки хоть и имели в распоряжении всего логарифмическую линейки. Достоинства и недостатки горизонтального или вертикального типа представляли прекрасно. Горизонтальный тип ПГ появился только из технологической отсталости нашей промышленности. Не смогли изготовить длинные теплообменные трубки, а иметь еще 10-12 тысяч дополнительных сварных щвов на каждый ПГ в первом контуре никто делать не хотел и правильно.    P.S. Ребята, оставьте технологию ВВЭР в покое. Дайте ее тихо спокойно доработать свой установленный срок службы. Деды и отцы после войны заложили сразу несколько: РБМК, ВВЭР и БН. Неужели сейчас нет возможности, использую предыдущий опыт, создать новую технологию ? Не верю! Потенции нет и она никому не нужна ? Есть и сила и воля, а силы-воли нет ?!!!     


[ Ответить на это ]


Re: Влияние типа ПГ на развитие атомной энергетики с двухконтурными блоками ВВЭР (Всего: 0)
от Гость на 07/07/2021
Согласен. Цикл Ренкина заканчивает свое хождение. Паровозы (ВВЭР) не трогаем. Даешь Атом-ГТУ!


[
Ответить на это ]


Re: Влияние типа ПГ на развитие атомной энергетики с двухконтурными блоками ВВЭР (Всего: 0)
от Гость на 07/07/2021
"Цикл Ренкина заканчивает свое хождение. Паровозы (ВВЭР) не трогаем. Даешь Атом-ГТУ!"

А что-то он заканчивает, да никак не закончит. Причина проста. Большое преимущество пароводяного цикла в том, что отработанный в турбине пар можно сконденсировать и подать обратно в ПГ небольшим и простым по конструкции (по сравнению с компрессором, необходимым для замкнутого газотурбинного цикла) насосом.


[
Ответить на это ]


Re: Влияние типа ПГ на развитие атомной энергетики с двухконтурными блоками ВВЭР (Всего: 0)
от Гость на 07/07/2021
Оставьте технологию ВВЭР в покое. Дайте ее тихо умереть 
Датский 
стартап компания работает над разработкой и коммерциализацией реакторы на расплаве солей.   Основана в 2015 году и базируется в КопенгагенДания, Seaborg Technologies возникла в результате сотрудничества небольшой группы физиков, химиков и инженеров с образовательными корнями в Институт Нильса Бора,Платформа датского правительства включает заявление об устранении препятствий для исследований технологий на основе тория.[4] Seaborg Technologies названа в честь американского химик-ядерщик и Нобелевский лауреат Гленн Т. Сиборг.


[
Ответить на это ]


Re: Влияние типа ПГ на развитие атомной энергетики с двухконтурными блоками ВВЭР (Всего: 0)
от Гость на 07/07/2021
Ничего  нового . Все  давно забытое старое  . ВВЭР как паровоз занял свое  почетное  место     в пупике технической  эволюции .
Высокотемпературный реактор с охлаждением фторидной солью Kairos Power (KP-FHR) - это новая усовершенствованная реакторная технология, которая стремится быть конкурентоспособной с природным газом на рынке электроэнергии США и обеспечивать долгосрочное снижение стоимости
.Вместо воды, используемой в обычных ядерных реакторах, в реакторе Kairos Power в качестве теплоносителя используется расплавленная фторидная соль. Расплавленные фторидные соли обладают превосходной химической стабильностью и огромной способностью передавать тепло при высокой температуре и удерживать продукты деления. Различные исследования реакторов в США подтверждают совместимость расплавленных фторидных солей с обычными высокотемпературными конструкционными материалами (например, из нержавеющей стали), что обеспечивает коммерчески привлекательную надежность и срок службы.Реактор Kairos Power использует полностью керамическое топливо, которое поддерживает структурную целостность даже при чрезвычайно высоких температурах. Это топливо не будет повреждено намного выше температур плавления обычных металлических реакторных топлив. Проверенные методы изготовления и испытания этих видов топлива были продемонстрированы в национальных лабораториях США. Благодаря использованию топлива типа «галька» реакторы Kairos Power могут заправляться в режиме онлайн, обеспечивая исключительную надежность и доступность.В реакторе Kairos Power используется расплавленный фторидный солевой теплоноситель. Расплавленные фторидные соли обладают выдающейся способностью передавать тепло при высокой температуре, превосходной химической стабильностью и способностью удерживать радиоактивные продукты деления, которые могут выделяться из топлива. Обширный опыт и информация о конструкции имеются в ранней американской программе разработки реакторов, которая изучала и испытывала реакторы с жидкой солью на жидком топливе. Эти исследования подтвердили совместимость этих солей с высокотемпературными конструкционными материалами Kairos Power, обеспечивающими коммерчески привлекательную надежность и срок службы.


[
Ответить на это ]


Re: Влияние типа ПГ на развитие атомной энергетики с двухконтурными блоками ВВЭР (Всего: 0)
от Гость на 08/07/2021
"превосходной химической стабильностью"
Насколько превосходной? То есть, при какой температуре происходит разложение соли на компоненты?


[
Ответить на это ]


Re: Влияние типа ПГ на развитие атомной энергетики с двухконтурными блоками ВВЭР (Всего: 0)
от Гость на 08/07/2021
"Неужели сейчас нет возможности, использую предыдущий опыт, создать новую технологию ?"

Конечно есть! И эта технология - свинцовый теплоноситель.


[
Ответить на это ]


Re: Влияние типа ПГ на развитие атомной энергетики с двухконтурными блоками ВВЭР (Всего: 0)
от Гость на 09/07/2021
А что делать с заказчиками, которые говорят — без референтности идите нахер?Из общего числа заказчиков таких, дайте подумать...О! Все.Менеджер


[
Ответить на это ]


Re: Влияние типа ПГ на развитие атомной энергетики с двухконтурными блоками ВВЭР (Всего: 0)
от Гость на 14/07/2021
Идея прекрасная. Реактор естественной безопасности. Только конструктивные решения из прошлого поколения реакторов. Поэтому получилось непотребное! Для освоения бюджета ! И совсем ВСЕ !!! 


[
Ответить на это ]


Re: Влияние типа ПГ на развитие атомной энергетики с двухконтурными блоками ВВЭР (Всего: 0)
от Гость на 08/07/2021
Цитата:"Большое преимущество пароводяного цикла в том, что отработанный в турбине пар можно сконденсировать и подать обратно в ПГ небольшим и простым по конструкции (по сравнению с компрессором, необходимым для замкнутого газотурбинного цикла) насосом."

В далёком будущем, если позволит химическая совместимость конструкционных материалов, стойкость к массопереносу оболочек ТВЭЛов, подобное возможно и на натрии в быстром реакторе.

При 1 атмосфере натрий кипит при 880 Цельсия, соответственно при условных вольфрамовых-184 оболочках ТВЭЛов можно иметь в высокотемпературном бридере первый контур с натрием под давлением, и второй контур где пар натрия вращает обычную авиационную турбину. Затем конденсируется и жидкий натрий возвращается на вход контура. Преимущества явны:
1)
Более высокий электрический КПД;
2)
Возможны сухие градирни воздушного охлаждения. Нет теплообменника натрий-вода. Реактор можно строить вдали от больших источников воды. Два контура вместо трёх. 
3)
При высокой температуре меньше средняя плотность натрия, выше коэффициент воспроизводства плутония. 




[ Ответить на это ]


Re: Влияние типа ПГ на развитие атомной энергетики с двухконтурными блоками ВВЭР (Всего: 0)
от Гость на 08/07/2021
Для варианта с турбиной на парах металла-теплоносителя рубидий лучше чем натрий. Атомная масса рубидия больше и КВ реактора больше. Температуры плавления и кипения у рубидия ниже чем у натрия. Но рубидий более бурно реагирует с водой и пока не ясно, возможно ли его использование в качестве теплоносителя быстрого реактора. 


[
Ответить на это ]


Re: Влияние типа ПГ на развитие атомной энергетики с двухконтурными блоками ВВЭР (Всего: 0)
от Гость на 08/07/2021
" Затем конденсируется и жидкий натрий возвращается на вход контура"

При температуре 1156 градусов. Фантастика.


[
Ответить на это ]


Re: Влияние типа ПГ на развитие атомной энергетики с двухконтурными блоками ВВЭР (Всего: 0)
от Гость на 08/07/2021
Распространённость рубидия в Земной коре - больше чем у никеля и меди - позволяет поднять его мировое производство до миллиона тонн в год если надо. В теле человека рубидия содержится 1 грамм. Температура плавления 39 градусов Цельсия, при 1 атмосфере кипит при 688 Цельсия. Плотность 1475 килограмм на кубометр при температуре плавления, при высокой температуре - меньше. Двух-изотопный химэлемент: атомные массы 85 и 87. Сечения захвата нейтронов столь же низки как у натрия. 
В Академии Наук есть институт, имеющий опыт облучательного стенда с прокачкой  жидкого металлического рубидия общей массой десятки килограмм в контуре. Мнения  делавших это специалистов разнятся, можно ли рубидий применить вместо натрия в быстром реакторе. Дело в том что при попадании в воду рубидий химически реагирует со взрывом, более интенсивно чем натрий. 
Если на промпредприятии водка, матершина, пофигизм на всех уровнях - с рубидием  успешно работать не получится. При высокой же культуре производства - может быть что и осуществимы. Такие реакторы могуь быть лучше натриевых бридеров по воспроизводству плутония  и по изотопному составу актинидов. По возможности 2 контуров с сухими градирнями, не зависимости от близких источников воды, по электрическому КПД. Тогда и свинцовые реакторы не потребуются. 


[
Ответить на это ]


Re: Влияние типа ПГ на развитие атомной энергетики с двухконтурными блоками ВВЭР (Всего: 0)
от Гость на 08/07/2021
Дополнение.Предубеждение о сверхактивных свойствах рубидия по сравнению с натрием может оказаться кажущимся. По следующий причине.
Свойства рубидия и натрия по-бытовому говоря сравниваются при комнатной температуре, пусть для ровного счёта 300 Кельвинов т.е. 27 Цельсия.
Рубидию в таких условиях 12 градусов Цельсия до своей температуры плавленмя, тогда как натрию до своей - до 97,8 Цельсия - еще целых 70 градусов нагреваться.
Поэтому про оба серебристо-белых металла пишут: натрий на срезе быстро окисляется на воздухе, рубидий - воспламеняется. Натрий бурно реагирует с водой, рубидий - со взрывом. Может быть просто потому что "натрий мягкий металл" тогда как рубидий "очень мягкий металл" и локальные паро-водяные пузыри разрывают металлический кумрк рубидия на части повышая площадь пятна контакта сред для химической реакции.
Одним словом: может быть, сравнивая натрий при (97-12)= 75 Цельсия и рубидий при (39-12)= 27 Цельсия, а также при более высоких температурах - отзыв об интенсивности их реакции с водой будет одинаковый. Тогда в быстром бридере натрий можно заменить на рубидий и свинцовые реакторы не потребуются.



[
Ответить на это ]


Re: Влияние типа ПГ на развитие атомной энергетики с двухконтурными блоками ВВЭР (Всего: 0)
от Гость на 11/07/2021
Чего там Рубидий, ртуть гораздо лучше! Турбина на ртутном паре не нужна, поставьте МГД и всего делов!Кипящий реактор на ртути- суперпроект!Изучите, как выпаривают ртутью золото из породы в Гвинее, и вы поймете, что это совсем не страшно! А уплотнения сейчас научились делать супер (пошукайте в патентах и убедитесь!), так что сказки о вредных утечках паров ртути - блеф!


[
Ответить на это ]


Re: Влияние типа ПГ на развитие атомной энергетики с двухконтурными блоками ВВЭР (Всего: 0)
от Гость на 12/07/2021
"поставьте МГД и всего делов!Кипящий реактор на ртути"

По второму кругу?


[
Ответить на это ]


Re: Влияние типа ПГ на развитие атомной энергетики с двухконтурными блоками ВВЭР (Всего: 0)
от Гость на 12/07/2021
Повторенье - мать ученья!


[
Ответить на это ]


Re: Влияние типа ПГ на развитие атомной энергетики с двухконтурными блоками ВВЭР (Всего: 0)
от Гость на 12/07/2021
Пары рубидия, по данным IAEA, лечат от бесплодия.


[
Ответить на это ]


Re: Влияние типа ПГ на развитие атомной энергетики с двухконтурными блоками ВВЭР (Всего: 0)
от Гость на 14/07/2021
Ртуть пробовали и на Западе, и в Обнинске на быстром  реакторе  БР-2. Ртуть не проходит из-за радиационно-стимулированной коррозии сплавов нержавейки, из которых делались оболочки ТВЭЛов. 
По похожей причине химической несовместимости, не проходит металлический галлий на роль теплоносителя. 
Рубидий - щелочной металл как и натрий, проходит по этим параметрам. 


[
Ответить на это ]


Re: Влияние типа ПГ на развитие атомной энергетики с двухконтурными блоками ВВЭР (Всего: 0)
от Гость на 11/07/2021
Странно, но отсутствует ссылка на книгу Н.Б.Трунова. Из нее можно больше всего узнать про горизонтальные ПГ, которые имеют неоспоримые преимущества перед вертикальными.


[ Ответить на это ]


Re: Влияние типа ПГ на развитие атомной энергетики с двухконтурными блоками ВВЭР (Всего: 0)
от Гость на 11/07/2021
ПГ, которые имеют неоспоримые преимущества перед вертикальными.
У всех типов свои заморочки!


[
Ответить на это ]


Re: Влияние типа ПГ на развитие атомной энергетики с двухконтурными блоками ВВЭР (Всего: 0)
от Гость на 12/07/2021
Проектирование сложных технических устройств без адекватного матмоделирования всех процессов в них, чревато всякими неприятностями. Типичный пример - эпопея (уже закончилась?) с 111 швом на ПГ-1000 ВВЭР. Но это направление научного прогресса в Росатоме в полном загоне! Пресловутый ВЭБ (т.н. Виртуальный Энергоблок) так и умер в виртуальном 9или в реальном?)  пространстве надувательства и воровства средств.Ни одного отечественного кода для ДАБ ВВЭР, соответствующего зарубежным по уровню и качеству, так и не создано. Пользуем забугорные и то без понятия как и что!


[
Ответить на это ]


Re: Влияние типа ПГ на развитие атомной энергетики с двухконтурными блоками ВВЭР (Всего: 0)
от Гость на 12/07/2021
Почему без понятия? Или это о себе? Почему не создано? Не доведено до ума, возможно. ВЭБ - реально попил бабла и свидетельство несостоятельности верхов. Как это изменить - хз. Проблема 111 шва (тоже не знаю, решена ли), по-моему, следствие паллиативных решений по выпавшему зубу. А в целом все, как у всех.


[
Ответить на это ]


Re: Влияние типа ПГ на развитие атомной энергетики с двухконтурными блоками ВВЭР (Всего: 0)
от Гость на 12/07/2021
Спасибо уважаемым Анатолию Яковлевичу и Леониду Борисовичу за столь полезную статью. Авторы поднимают актуальную тему развития реакторных установок средней мощности. В настоящее время большинство работающих в мире энергетических реакторов перешагнули 30 летний барьер (см. рис.), то есть необходимо задуматься о замещающих мощностях. И, поскольку новые установки должны быть введены в эксплуатацию в ближайшее время, то нужно рассмотреть имеющие высокую степень готовности проекты.  А выбор невелик - основной тиражируемый проект ВВЭР, но с двумя горизонтальными парогенераторами, и моноблочная корабельная РУ РИТМ с прямоточными парогенераторами кассетного типа. Преимущества и недостатки горизонтального и вертикального типов парогенераторов подробно рассмотрены в трудах Н.Б. Трунова, Б.И. Лукасевича, С.Б. Рыжова,  В.Д. Бергункера и др. замечательных ученых, конструкторов Гидропресса. Нужно признать, что горизонтальные парогенераторы в своем развитии достигли наивысшей точки. Так что остается второй вариант – моноблочные установки с вертикальными парогенераторами. Нужно отметить, поскольку корабельные установки могут работать в маневренном режиме, то открывается возможность участия такой АЭС в покрытии переменной части суточных графиков электрических нагрузок.   [ Ответить на это ]


Re: Влияние типа ПГ на развитие атомной энергетики с двухконтурными блоками ВВЭР (Всего: 0)
от Гость на 12/07/2021
Так что остается второй вариант – моноблочные установки с вертикальными парогенераторами
С чего бы это вдруг? Почему-то к BWR-ам приклеили "реакторы фукусимского типа", а к PWR-ам с прямоточными ПГ не прилепили "реакторы трехмильного типа". Хотя следовало бы выяснить, какая из установок дала больше времени операторам. Горизонтальные ПГ лучше вертикальных уже потому, что обеспечивают газоудаление из коллекторов и трубчатки.


[
Ответить на это ]


Re: Влияние типа ПГ на развитие атомной энергетики с двухконтурными блоками ВВЭР (Всего: 0)
от Гость на 12/07/2021
Вертикальный ПГ с эвольвентным трубным пучком даже французы хотели купить, Гидропресс приложил все силы чтобы зарубить этот проект Минэнергомаша (ВНИИАМа). 


[
Ответить на это ]


Re: Влияние типа ПГ на развитие атомной энергетики с двухконтурными блоками ВВЭР (Всего: 0)
от Гость на 13/07/2021
Вертикальный ПГ с эвольвентным трубным пучком хорош, как конструктивная идея для вертикального ПГ. Однако, горизонтальный ПГ все равно лучше. Это показала авария с непосадкой ПК КД на ЗАЭС. К сожалению, с ней, по-моему, так толком и не разобрались, хотя с той поры много воды утекло. А благополучно выкрутились в том числе и за счет преимуществ горизонтальных ПГ.


[
Ответить на это ]


Re: Влияние типа ПГ на развитие атомной энергетики с двухконтурными блоками ВВЭР (Всего: 0)
от Гость на 12/07/2021
Я присоединяюсь с благодарностью к Анатолию Яковлевичу и Леониду Борисовичу за статью, которая раскрыла проблемы водо-водяных реакторов (ВВР) для ВМФ РФ. Приемистость ВВРов совершенно никудышняя, габариты огромные, и все негативы скопом вылезли. Да, матросы могут ремонтировать паровую турбину, а зачем? Если боле выгодно менять силовую установку заблаговременно, как на самолёте, например, всю сразу и быстро. И зачем повторять технические решения гл. констр. Стекольникова 1954 года, если сегодня уже опробованы в других отраслях газовые турбинные установки замкнутого цикла.Если в морских академиях, институтах и др. ВУЗах не будут смотреть вперёд, то так и будете ходить в море на "котлах Титатника". Виноградов А. 


[
Ответить на это ]


Re: Влияние типа ПГ на развитие атомной энергетики с двухконтурными блоками ВВЭР (Всего: 0)
от Гость на 13/07/2021
Статья проблемная. Выводы, на которые она наводит:1. Все обсуждаемые конструкции построены на идеях, выдвинутых и прошедших экспериментальную отработку в советские годы. Рассматривались разные варианты установок и типов ПГ, идеи подкреплялись экспериментальными данными, полученными на специализированных стендах. Сейчас число таких стендов критически сократилось.2. Атомная энергетика - область техники где особое значение имеет обеспечение безопасности, поэтому внедрение в практику любых новых идей требует подкрепленного экспериментом достаточно длительного исследования (далее см. п.1), учитывая предполагаемый срок службы оборудования порядка 60 лет.3. Важна также квалифицированная эксплуатация, что связано с подготовкой молодых кадров и рассматривалось А.Я.Благовещенским при обсуждении вопроса о подготовке инженерных кадров.


[ Ответить на это ]


Re: Влияние типа ПГ на развитие атомной энергетики с двухконтурными блоками ВВЭР (Всего: 0)
от Гость на 13/07/2021
В период научного застоя приятно узнать мнение о путях развития отечественного реакторостроения таких профессионалов , как Благовещенский А.Я. и Гусев Л.Б. , имеющих полувековой опыт испытаний ЯЭУ транспортного назначения .  Успешные испытания стенда КВ - 2 (моноблочной ЯЭУ с встроенными в корпус реактора ПГ) в НИТИ им. А.П. Александрова позволили  сделать большой шаг вперёд и разработать для ледокольного флота реакторную установку нового поколения РИТМ - 200 .  Хотелось бы , чтобы богатый опыт эксплуатации , испытаний и исследований корабельных ЯЭУ получил , наконец , применение и на АЭС . Но , похоже , что дело тут не столько в финансировании перспективных разработок , а в головах расплодившихся непрофессионалов - менеджеров . Бредихин В.Я.


[ Ответить на это ]


Re: Влияние типа ПГ на развитие атомной энергетики с двухконтурными блоками ВВЭР (Всего: 0)
от Гость на 17/07/2021
Являясь инженером-проектировщиком отечественных и зарубежных АЭС с ВВЭР-1000(1200) могу сказать следующее: несмотря на научные успехи в области развития прямоточных ПГ, Росатом ориентируется на «готовые» продукты, к сожалению. И действительно, после строительства Тяньвани и проектирования Сюйдапу, китайцы скоро смогут сами проектировать АЭС с ВВЭР. И скоро мы потеряем свою конкурентную способность на атомном рынке по стационарным АЭС. Так что, я полностью солидарна с данной статьей! Спасибо за собранный материал, который наглядно отображает грядущую проблему в развитие атомной отрасли. Литвиненко Л.Д.


[ Ответить на это ]


Re: Влияние типа ПГ на развитие атомной энергетики с двухконтурными блоками ВВЭР (Всего: 0)
от Гость на 19/07/2021
"китайцы скоро смогут сами проектировать АЭС с ВВЭР."
Может и смогут. Только, какой смысл, если не можешь изготовить?


[
Ответить на это ]


Re: Влияние типа ПГ на развитие атомной энергетики с двухконтурными блоками ВВЭР (Всего: 0)
от Гость на 23/07/2021
Пора, давно пора заменить паровозы и тепловозы с электровозами на атомовозы. Ставишь маленькую АЭС на платформу и ездишь Москва-Владивосток лет 5 на автопилоте ))


[
Ответить на это ]


Re: Влияние типа ПГ на развитие атомной энергетики с двухконтурными блоками ВВЭР (Всего: 0)
от Гость на 23/07/2021
    С интересом и, можно сказать, с большим удовольствием прочитал эту статью. Этот мой интерес и удовольствие вызваны не только тем, что статья замечательно написана, но и тем, что выводы и предложения авторов целиком и полностью совпадают с моими взглядами на проблему, обсуждаемую в статье.    Ключевым и, на мой взгляд, весьма важным предложением авторов статьи является использование парогенераторов прямоточного типа в стационарной атомной энергетике. Сейчас, к большому сожалению, этого пока не происходит, несмотря на очевидные преимущества такого использования, связанные с особенностями конструкции и рабочего процесса прямоточных парогенераторов. Очевидными являются также целесообразность и необходимость использования богатейшего и положительного опыта проектирования и эксплуатации прямоточных парогенераторов на судах - подводных и надводных. Сейчас много говорится и пишется (но, к сожалению, мало делается) о необходимости создания атомных станций малой мощности (АСММ). Поскольку по уровню мощности АСММ практически совпадает с корабельными ЯЭУ, то вывод о целесообразности использования опыта создания корабельных ЯЭУ при создании АСММ лежит, что называется, на поверхности. От себя добавлю, что АСММ необходимы не только как чисто энергетические установки, но и как источники энергии водоопреснительных производств, нужда в которых в мире быстро нарастает с каждым годом (недавно были опубликованы сведения о том, что в связи с глобальным потеплении общемировой дефицит воды уже сейчас составляет примерно 40% и ожидается его дальнейшее увеличение).
    Я знаком с прямоточными парогенераторами ЯЭУ не понаслышке. В своё время я защитил докторскую диссертацию на тему "Разработка методов интенсификации теплообмена в прямоточных парогенераторах ЯЭУ". Мы тогда и вплоть до настоящего времени обсуждали эту проблему прямоточных парогенераторов с моим коллегой Анатолием Яковлевичем Благовещенским. Его глубокие познания в этой области, инженерная интуиция всегда производили на меня большое впечатление - так же как и обсуждаемая сейчас статья. Мне уже приходилось в комментарии к одной из статей А.Я. Благовещенского отразить видения того, что его подход к оценкам тех или иных инженерных проблем далёк от вкусовщины - типа "нравится - не нравится", а всегда основывается на объективном тезисе, который в свою очередь, основан на глубоких знаниях и профессиональном опыте А.Я.    В заключение этого комментария хотелось бы выразить надежду, что руководство отечественной атомной отрасли прислушается к предложениям А.Я. Благовещенского и Л.Б. Гусева и прямоточные парогенераторы займут своё место в отечественной атомной энергетике - прежде всего в энергетике лёгких и средних (до 500-600 МВт) мощностей.


[ Ответить на это ]


Re: Влияние типа ПГ на развитие атомной энергетики с двухконтурными блоками ВВЭР (Всего: 0)
от Гость на 24/07/2021
Ртуть пробовали и на Западе, и в Обнинске на быстром  реакторе  БР-2. Ртуть не проходит из-за радиационно-стимулированной коррозии сплавов нержавейки, из которых делались оболочки ТВЭЛов. 

Мы попробовали первое, что попалось под руку, не получилось! Значит и в других случаях ничего не получится! 
Материалы для ЯЭ всегда являются наибольшей проблемой! Не реакторная физика, и даже теплофизика, а химико-физические (или, если угодно, физико-химические) процессы в контурах реакторов, влияющие на конструкционные материалы, всегда являются основной "головной болью" конструкторов.
С древних времен БР-2 реакторное (и не только) материаловедение шагнуло вперед. А работы по применению ртути с тех пор вообще не ведутся. 
Что-то делать всегда труднее, чем заявить, "Это не возможно, и не может быть сделано никогда!".


[
Ответить на это ]






Информационное агентство «ПРоАтом», Санкт-Петербург. Тел.:+7(921)9589004
E-mail: info@proatom.ru, webmaster@proatom.ru. Разрешение на перепечатку.
За содержание публикуемых в журнале информационных и рекламных материалов ответственность несут авторы. Редакция предоставляет возможность высказаться по существу, однако имеет свое представление о проблемах, которое не всегда совпадает с мнением авторов Открытие страницы: 0.19 секунды
Рейтинг@Mail.ru