>Оживились дискуссии о РБМК. Сравнение его с BWR Mark I.
>Это действительно интересно.
У Вас есть ссылки на какие-то определенные материалы? 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. 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. Тем не менее программу канальных реакторов, если бы не развалился Союз (сейчас, после аварии на СШГЭС как-то нет доверия к системе подготовки персонала и техническому контролю вообще), следовало бы продолжать в сторону МКЭР (реактор с дополнительным контуром циркуляции для перегрева пара) — реакторы такого типа вполне могли бы занять в энергосистеме нишу крупных угольных ГРЭС в местностях где нет угля, их можно было бы продолжать строить в глухих местах между промышленными районами, а энергию передавать по ЛЭП высокого напряжения Конечно, по мере исчерпания ресурсов U-235 и перехода к замкнутому топливному циклу роль ядерных ГРЭС должна перейти к перспективным реакторам серии БН. Вопрос имеет ли смысл японцам продолжать свою программу кипящих реакторов, или её постигнет судьба отечественной программы?
>>Оживились дискуссии о РБМК. Сравнение его с BWR Mark I.
>
>>Это действительно интересно.
>
> У Вас есть ссылки на какие-то определенные материалы?
Материалы - нет... Все эти события просто подстегнули интерес к теме и читаю просто то, что общедоступно. А сами дискусии (например, http://khathi.livejournal.com/66370.html ), конечно, в основном "невысокого" уровня, но, по крайней мере, задают направление поиска.
>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, а BWR - это как бы предшественник (закипающие чайники).
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.
>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?
>Тем не менее программу канальных реакторов, если бы не развалился Союз (сейчас, после аварии на СШГЭС как-то нет доверия к системе подготовки персонала и техническому контролю вообще), следовало бы продолжать в сторону МКЭР (реактор с дополнительным контуром циркуляции для перегрева пара) — реакторы такого типа вполне могли бы занять в энергосистеме нишу крупных угольных ГРЭС в местностях где нет угля, их можно было бы продолжать строить в глухих местах между промышленными районами, а энергию передавать по ЛЭП высокого напряжения Конечно, по мере исчерпания ресурсов U-235 и перехода к замкнутому топливному циклу роль ядерных ГРЭС должна перейти к перспективным реакторам серии БН. Вопрос имеет ли смысл японцам продолжать свою программу кипящих реакторов, или её постигнет судьба отечественной программы?
У них, все-таки механизмы принятия решения (ИМХО) иные.
На уровне риторики мы просто услышим продолжительную дискуссию о летающих крокодилах. Не летают, летают низко или потом высоко подымаются. Атомная Энергетика - она, в каком-то смысле из следующей эпохи - она живет нормально и также нормально развивается в плановой системе. Со своими дефектати, но...
сепульки имеют сложное строение, потому хорошие сепульки должны быть сложными
>>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.