Встреча

	От	Михайлов А.
	К	Павел Чайлик
	Дата	21.03.2011 01:43:30
	Рубрики	В стране и мире;

Re: Кстати, по...

>>Понятно что BWR и РБМК являются разными конструктивными реализациями одного принципа теплосъема, обусловленного экономическими соображениями. Нам реакторы типа BWR были без надобности, потому как всё равно корпусные, а Ижорские заводы больше одного реактора в год производить не могли и мощности по производству корпусов реакторов были задействованы на программу ВВЭР.
>
>Тут, как я понял, ВВЭР и PWR - это почти одно и то же,

Да, это так, принципы замедления нейтронов и теплосъема совпадают

>а BWR - это как бы предшественник (закипающие чайники).

Скорее не предшественник, а параллельная ветвь. Вообще, кипящие реакторы более перспективная ветвь чем PWR, потому как можно добиваться сверхкритических параметров пара — у нас эксперименты с перегревом пара проводились еще в 60-е на блоках Белоярской АЭС с реакторами АМБ (водо-графитовые предшественники РБМК меньшей мощности), в перспективных реакторах МКЭР часть каналов предполагается использовать для пароперегрева, а в ВВЭР сверхкритические параметры недостижимы — замедлитель закипит и либо реакция прекратиться, либо придется вводить 8-ю категорию опасности аварий. Следовательно путь повышения кпд посредством роста энергонапряженности активной зоны и повышения температуры в первом контуре для класса PWR закрыт, в качестве АТЭЦ, несмотря на наибольшую безопасность, тоже использовать не стоит — если запроектная авария с разрушением корпуса реактора всё же произойдет, то это будет куда хуже Чернобыля, а организовывать эвакуацию крупных городов в условиях радиационного заражения местности — та ещё задача. Так что отечественная программа серийного реактора на базе ВВЭР в каком-то смысле запоздала и принята от безысходности — канальные не строит из-за Чернобыля, а ничего серийного кроме ВВЭР (ну и лодочных реакторов жидкометаллическим теплоносителем) делать не умеем. По-хорошему надо пустить в малую серию реакторы БН-800 для замещения выбывающих мощностей наиболее старых блоков с ВВЭР-440 или первыми РБМК вкупе с оружейными реакторами, и отработать таким образом серийное производство реакторов-бридеров и их эксплуатацию замкнутого топливного цикла, чтобы на следующем этапе развернуть на специализированном предприятии массовое производство стандартного крупносерийного реактора БН-1600. На более длительную перспективу могут представлять интерес быстронейтронные реакторы со свинцово-висмутовым теплоносителем и твердотельные реакторы (работающие также как термопара) в качестве АТЭЦ (на тот период когда газ кончиться), гомогенные быстрые реакторы на расплавах солей (представляется естественным размещать их на горно-химических и обогатительных производствах топливного цикла), наконец кавитационный термоядерный синтез (нагрев большого объема теплоносителя небольшими термоядерными взрывами) как промежуточная ступень между традиционными ядерными технологиями, и чистым термоядом.

>Вопрос именно в том (и это обывательский уровень, но он показателен) "А толку с его пассивной защиты?". Ясно, что все в деталях, но направление после Чернобыля такое - надо "все это дело" спрятать. А вот спрятать, похоже, не очень получается при реальной нештатной ситуации. Т.е. Фукусима, все таки кое что показала: нельзя полагаться на пассивную защиту как панацею - уровни энергии в АЭС таковы, что их не удержишь ничем. Необходимо множество (избыточное) сценариев в заштатных ситуациях. И тут, как раз и вспоминают (уж насколько корректно и к месту, не могу судить) о канального типа реакторах РБМК.

Энергонапряженность лопаток газовых турбин будет пожалую повыше чем в ТВЭЛах — в плане энергоэффективности ядерная энергетика отстает от тепловой, за исключением экономии на транспортировки топлива, но перспективы развития — тепловая энергетика близки к достижению стехиометрических температур, соответствующими энрговыделению в несколько eV на атом, а в ядерных реакция энергговыделение измеряется в MeV'ах на нуклон, что правда совместимо только с плазменным состоянием вещества, так что как ни крути УТС это основная цель развития энергетических технологий.

>>С другой стороны, канальная конструкция позволяет неограниченно наращивать мощность, да и аварии типа потери теплоносителя, или разрыва трубопровода легче подаются локализации, потому как каналы независимы. Самым существенным пороком был положительный паровой коэффициент реактивности (кстати, а какой он для BWR?), сыгравший роковую роль на ЧАЭС — нейтронное поле то общее и разгон на быстрых нейтронах плохо поддается локализации.
>
>Тут, по памяти, - ксеоновое отравление в результате поледовательности "самодеятельности" в процессе проведения эксперимента (с рядом осложняющих административных указаний сверху) и напоследок неверная попытка "вытянуть" реакцию (продолжить цепную реакцию) вместо положенного заглушения реактора. Я ничего не упустил? Как именно тут повлияла конструкция РБМК и плохо поддающийся контролю разгон на быстрых нейтронах?

В ходе борьбы с ксеноновым отравлением с целью проведения эксперимента по выбегу турбины любой ценой, персонал загнал реактор в состояние с поднятыми стержнями, отключенной водой (то ли из-за кавитации ГЦН, то ли просто из-за их отключения по причине отрицательного результата эксперимента по выбегу) и заблокированными системами аварийной защиты, после чего проявилась конструктивная особенность реактора - возможность разгона на быстрых нейтронах. «Концевой эффект» вытеснения воды при срабатывании АЗ довершил дело — перегрев ТВЭЛов вероятно в сочетании с ударным вскипанием теплоносителя и паро-циркониевой реакцией разнес активную зону. Реактор перестал существовать, дальше началась ликвидация аварии и борьба с последствиями. Операторы долго мучили ректор, чтобы найти все дыры в регламента и конструкции и добились своего. Наличие просчетов при составлении регламента и конструировании это не отменяет, но и с персонала ответственности не снимает.

В целом, сравнение Фукусимы и Чернобыля заставляет вспомнить предложений Легасовым принцип обязательного дублирования всех функциональных подсистем реактора процессами, протекающими на разных физических принципах. Например дублирование СУЗ газообразным поглотителем, выделяющимся при резком росте мощности и перегреве позволило бы избежать Чернобыля, наличие плавких элементов, способных поглотить остаточное энерговыделение на фазовом переходе, спасло бы Фукусиму, а на более ранней стадии помогло бы дублирование теплосъема термоэлектрическим эффектами в полупроводниках - какой-никакой либо резерв электропитания для штатного охлаждения, либо резерв теплоотведения. Ну и т. д. - конструкция становиться дороже, но зато сохраняется возможность локализовать, а то и предотвратить аварию не только при малых ( как в «безопасных» самогасящихся ВВЭР). Но и при конечных отклонениях параметров от стационарного режима.