Предуведомление. Всё изложенное ниже - моё частное мнение, если хотите, ИМХО.
Прочитал статью моих коллег из ЦПАЗа (Центра Проектирования Активных Зон при харьковском Физтехе) по корректировке инженерных коэффициентов запаса. Статья в меру "древняя" (середина 2018 года), но, в силу политики издания, текст статьи был открыт для чтения только после нового 2019 года. Долго думал, стоит ли ввязываться в полемику - тема в целом "не совсем моя", но, боюсь, что официальной реакции на эту, без сомнения, программную статью со стороны наших научных организаций мы ждать будем очень долго. А когда, в соответствии с этой статьёй, начнётся планомерное повышение мощности на украинских энергоблоках, опять получим суматошное кудахтанье в российских СМИ, не имеющее никакого отношения к реальности, кроме эмоционального. По возможности, своё изложение я буду упрощать и пояснять, но не ожидайте многого от рассуждений на качественном (а не на количественном) уровне.
Начать придётся, как всегда, "от печки".
Что такое искривление ТВС (тепловыделяющих сборок), и "с чем его едят"?
Изначально, в соответствии с исходным проектом, топливо ВВЭР-1000 имело небольшое обогащение (максимум - 3.3%), работало в двухгодичном топливном цикле (т.е. после 2 лет эксплуатации выгружалось в бассейн выдержки (БВ)) и имело стальной каркас (направляющие каналы, центральная труба и дистанционирующие решётки). Никто и не догадывался, что у ТВС есть "желание" изменить геометрию, если такие изменения и наблюдались, то, преимущественно по механической причине.
Но, коммерция, будь она не ладна. Умные люди заметили, что, если кассету эксплуатировать подольше, пусть даже для этого нужно будет повысить обогащение топлива, то мы получим больше энергии на единицу затрат. А если из активной зоны убрать сталь, паразитный захват тепловых нейтронов у которой непозволительно высок, то экономика будет вообще великолепной!..
И с начала 80-х во всём мире, а с конца 80-х и в Союзе началась гонка экономик в ядерной энергетике. Примерно к концу 80-х западники поняли, что не всё так гладко, кассеты под действием длительного облучения начинают терять форму (неравномерный терморадиационный рост "капризных" циркониевых сплавов, радиационный отжиг, приводящий к ухудшению характеристик стальных (!) пружин и т.д.). Изначально искривление топлива лишь слегка мешало разборке активной зоны. Однако, этим неприятности не ограничились. Вскоре в терминологии эксплуатационников появился термин IRI (Incomplete Rod Insertion) - "некомплектный" или неполный ввод стержней СУЗ (системы управления и защиты), и то, что большинство из них не долетали всего на 10-20 см от низа активной зоны, как-то не успокаивало.
ВВЭР-440 эта проблема совсем не коснулась - спас внешний чехол кассеты. ВВЭР-1000 с этой проблемой столкнулся позже, но очень быстро перегнал "западных товарищей". Дело в том, что наши кассеты куда ближе по форме к тонким цилиндрам, чем топливо PWR (Pressurised Water Reactors), да и каркас у них расположен преимущественно в центральной области. Внедрение же нового топлива и наши конкуренты, и мы следом за ними, начали очень массово. Проблема разрослась настолько, что в 90-х - 00-х был отдельный "хэндбук" МАГАТЭ, посвящённый проблеме искривления топлива ВВЭР-1000.
Общее состояние вопроса, в т.ч. по странам можно проследить по обзорам 1995 и 2003 годов. Да и позже проблема стала менее животрепещущей, но никуда не ушла. Тот же Вестингауз в 90-х докладывал о своей суперконструкции топлива для ВВЭР-1000 (Темелин), а в 00-х "успешно" повторил наш опыт, многократно его перекрыв на том же Темелине.
А как боролись и борются с "некомплектным вводом СУЗ"?
Позволю самоцитату.
Чтобы привести время падения ОР (органов регулирования) СУЗ к проектным значениям нужно:
- устранить или уменьшить основную причину (искривление ТВС);
- уменьшить гидравлическое сопротивление падению ОР СУЗ и его привода;
- увеличить вес привода СУЗ.
Все меры не дают 100% результата и могут быть реализованы только в весьма узких пределах (например, увеличивать вес системы привод + СУЗ сильно нельзя - есть риск разбить головку кассеты.
Самым интересным был п.1, поскольку его выполнение - это колоссальная работа Главного конструктора, относящаяся не только к модификации конструкции топлива - это не быстро и не просто. До того проверялись и перепроверялись факторы, влияющие на искривление ТВС. Ключевым из них является усилие поджатия кассеты. В 90-х были доработаны все блоки ВВЭР-1000, благодаря чему осевое поджатие кассет уменьшилось (оставаясь при этом в проектных пределах). Для новых блоков было отдельное предписание ОКБ (Опытного Конструкторского Бюро) "Гидропресс" по измерению и устранению разновысотности и овальности посадочных мест кассет (речь идёт о долях миллиметра).
Фактически, переход Украины на ТВСА (тепловыделяющие сборки альтернативные, разработчик ОКБМ (Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения) им.Африкантова, Нижний Новгород) - это один из моментов, связанных со снижением искривления ТВС. Правда, следует отметить, что ключевую проблему некомплектного ввода СУЗ и на российских, и на украинских ВВЭР-1000 к этому моменту (2003 год) уже удалось решить.
Т.е. сейчас кассеты уже прямые?
К сожалению, нет. Первоначально эффект от внедрения топлива с более жёстким каркасом (ТВСА и ТВС-2/2М) был очень заметен.
Например, вот здесь есть результаты измерений кривизны кассет на блоке 1 Калининской АЭС (ТВСА). А вот здесь - блока 1 Балаковской АЭС (ТВС-2, разработчик - ОКБ "Гидропресс"). Результаты были настолько обнадёживающими (лучше теоретических оценок и с положительной динамикой), что со временем отказались от ежегодных измерений кривизны кассет в активной зоне даже на последнем "контрольном" блоке 1 Балаковской АЭС.
Но, как оказалось, сама проблема искривления лишь затаилась, со временем эффект "накопления" искривления зоной в целом проявил себя.
О непроектном времени падения отдельных СУЗ, скажем так, достоверно мне не известно, но вот публикации о неутешительных результатах измерения кривизны кассет (до 30 мм) встречать уже приходилось.
А на что ещё, помимо времени падения СУЗ, влияет искривление топлива?
Есть ещё два фактора, в которых искривление активной зоны очень заметно. Это:
- собираемость активной зоны и
- локальные изменения в энерговыделении.
Влияние на остальные эксплуатационные факторы, если и прослеживается, то величина такого влияния заметно ниже погрешностей его определения.
С собираемостью зоны всё не просто. О том, что проблема существует, вполне можно судить по двум факторам:
- Главный Конструктор (ГК) реакторной установки ОКБ "Гидропресс" согласовал для украинских блоков превышение усилия извлечения ТВС (над её весом в воде) до 225 кгс. Правда, нужно отметить, что конструкция ТВСА со взаимным движением топлива по уголкам, сильно способствует отсутствию механических повреждений остальных элементов конструкции ТВСА.
- ЦПАЗ и Вестингауз разработали и внедрили на украинских ВВЭР-1000 методику установки в активную зону собственного топлива. Да, за счёт потерь времени при проведении плановых предупредительных ремонтов (ППР), но максимальные усилия снижены. Правда, есть одно но: данная методика работает после полной выгрузки топлива из активной зоны, а помещение искривлённой ТВС в ячейку уплотнённого стеллажа бассейна выдержки само по себе является фактором, выпрямляющим искривлённую кассету. И, да, замечу, что распространение этой методики на все украинские ВВЭР-1000 говорит о том, что эксплуатация не ожидает снижения кривизны топлива в активной зоне после внедрения ТВС-WR, несмотря на индекс R (robust).
А вот с локальным изменением энерговыделения интереснее. Дело в том, что абсолютно достоверную картину искривления топлива в активной зоне предсказать мы не можем. Значит и невозможен точный расчёт проектными расчётными кодами, учитывающий реальное отличие реальной геометрии ТВС от проектной.
Как учитывается ограниченность нашего знания в проекте реакторной установки?
Проектный расчётный код всегда считает активную зону по проектным значениям параметров. Однако, эти параметры далеко не всегда догма, например, и у массы топлива в кассете и у реального обогащения всегда есть пределы по точности изготовления, да и сам используемый код имеет погрешности. Все эти погрешности правильно будет учесть, но не в самом расчётном значении, а в значении ограничения на эксплуатационный параметр, при котором эксплуатация активной зоны останется безопасной. Очень хорошо этот момент продемонстрирован чехами на рис.2 в этой статье.
Давайте разберём, как это работает, на сравнительно простом примере запаса до кризиса теплообмена. Запас до кризиса теплообмена (DNBR - Departure from Nuclear Boiling Ratio), равный отношению критического теплового потока (при котором начинается плёночное кипение теплоносителя на поверхности твэла и, значит, резкое падение теплосъёма с этой области из-за снижения теплопроводности) это отношение критического теплового потока к реальному, т.е. величина, которая гарантирует безопасную эксплуатацию в случае, если она больше 1 (determined value). Однако, формулы, используемые в проектных кодах далеко не всегда попадают в результаты измерений на стендах, т.е. даже при точно определённых входных данных мы можем получить отличающееся от реальности расчётное значение, поэтому при проектном обосновании безопасности допустимый запас до кризиса будет смещён на величину, обозначенную толстой красной линией (set value) на рисунке. Однако, ни саму величину критического теплового потока, ни реального теплового потока в активной зоне, мы с абсолютной точностью никогда не знаем, поэтому, все эти неопределённости при проектном обосновании безопасности будут собраны в величину, обозначенную толстой синей линией (licensing value), сюда же неизбежно будут добавлены запасы на режимы работы реакторной установки, отличающиеся от штатной эксплуатации (например, такая "цепочка" может быть проведена для аварийных режимов с отключением главных циркуляционных насосов). Именно эта величина появится в обосновании безопасности и контролироваться на практике. Практика же говорит нам, что от измеренных непосредственно в активной зоне величин (температур, давлений, мощностей и расходов) тоже надо как-то перейти к величине контролируемого параметра, но, поскольку применяемые в системах контроля модели, да и сами измерения имеют собственные погрешности, их надо также учитывать, поэтому в системе контроля будет фигурировать уже тонкая штриховая линия с надписью determined value. Во всех случаях отношение предельно допустимого значения величины к его определяемому на практике или в проекте предельно допустимому значению можно назвать коэффициентом запаса, иногда в его название добавляют слово "инженерный".
Почему искривление топлива влияет на энерговыделение?
Дело в том, что реакторы типа PWR имеют не самое оптимальное водо-урановое соотношение, попросту замедлителя там маловато и большинство реакций деления урана происходит на нейтронах с промежуточной энергией. Уран-235 с куда большей вероятностью делится т.н. "тепловыми" нейтронами, чья скорость близка к скорости молекул теплоносителя. Причём важны не линейные размеры ("длина" на которой происходит замедление нейтрона до определённой скорости), а площадь. Если упростить картину замедления нейтронов до ситуации с упругими соударениями шариков, то лучше всего замедляться они будут на "шариках" такой же массы - ядрах водорода (протонах), но большинство соударений не являются "центральными", поэтому до точки, в которой энергия нейтрона станет приемлемой, он будет "блуждать". Поэтому, когда возле топлива образуется меньше воды, это не так заметно по сравнению с обратной ситуацией, когда рядом воды больше.
Штатное расположение топлива в активной зоне выглядит примерно так:
Взято отсюда. Стандартный зазор между кассетами составляет 2 мм. Но даже этот зазор во многих случаях вынуждает снижать содержание урана-235 в периферийных и, особенно, угловых твэлах (т.н. профилирование топлива), причём делаем это и мы, и американцы (см., например, здесь).
Продемонстрируем это простой табличкой, для повторения расчёта вам понадобятся данные, приведённые в Таблице 9 на стр.44 в этом документе:
Зазор, мм | S ячейки, кв.мм | S воды, кв.мм | Отношение площадей сечений воды и твэла | Водо-урановое отношение | |
Стандартная ячейка | 0 | 105.587 | 40.549 | 0.623 | 0.901 |
Периферийная ячейка | 2 | 123.556 | 58.517 | 0.900 | 1.300 |
Угловая ячейка | 2 | 123.742 | 58.703 | 0.903 | 1.304 |
Из последнего столбца видно, что фактор увеличения доли воды в межкассетном зазоре вынуждает конструкторов профилировать периферийный ряд твэлов.
Искривление топлива в активной зоне
может привести к появлению водяных зазоров, заметно превышающих исходные 2 мм и, значит, энерговыделение в твэлах вблизи такого зазора будет выше ожидаемого по результатам проектного расчёта.
Как тогда учесть влияние искривления топлива на энерговыделение?
Данному явлению посвящены несколько работ, как российских расчётчиков (например, работа, из которой я уже приводил рисунки, она хорошо иллюстрирует российский подход, использованный в "Методике определения эксплуатационных ограничений на распределение мощности в активных зонах ВВЭР-1000..." ОКБ "Гидропресс" 320-Пр-355), так и наших "заклятых друзей" (статья ЦПАЗ). Ради разбора последней я и затевал столь длинное предисловие.
Поскольку задать конкретное распределение зазоров при расчёте активной зоны невозможно, поступают консервативно, выстраивая цепочку: 1) распределение зазоров => 2) зазор для оценки безопасности (как правило, речь идёт о 95% вероятности) => 3) влияние зазора на энерговыделение => 4) коэффициент запаса.
По составляющим коэффициента запаса можно посмотреть вот этот источник, откуда я приведу только одну картинку:
из которой видно, что влияние межкассетных зазоров на коэффициент запаса одно из самых заметных.
Если подходы одинаковы, то где тогда "накосячил" ЦПАЗ?
Давайте сразу оговоримся, что ЦПАЗ проделал огромную по объёму работу, а "косяки" (как я предполагаю) не являются следствием некомпетентности, назовём их "гибкостью" в части удовлетворения требований Заказчика, поскольку из самой публикации (даже просто из факта, что расчёты проводились на 107% мощности) следует, что целью работы является повышение мощности украинских ВВЭР-1000. Итак.
Косяк 1. Использование данных измерений выгруженных из активной зоны сборок для предсказания межкассетных зазоров. Если внимательно посмотреть на результаты измерений кривизны ТВС на блоке 1 Балаковской АЭС на конец кампании и начало следующей кампании (например, на рис.9 здесь скачкообразное падение кривизны ТВС связано именно с фактом перегрузки топлива), то можно сделать однозначный вывод о существенном падении кривизны сборки просто по факту завершения ППР... Т.е. имеем либо то, что конструкция ТВС-WR имеет "память формы" и кривизну сборки не меняет ни собственный вес, действующий при извлечении ТВС из активной зоны, ни даже при перемещении ТВС через стеллажи уплотнённого хранения топлива (шестигранную стальную трубу с размером под ключ, отличающимся на несколько миллиметров от аналогичного размера кассеты), либо коллеги сознательно упрощают для себя ситуацию, используя меньшие, чем реальные, прогибы кассет в качестве опорных...
Вопрос 1. Что интересно, у украинских коллег при схожем классе инженерных кодов (ANC-H - близкий аналог БИПРа, Phoenix-H более точный вариант (поскольку точнее учитывает спектральные особенности) российского ПЕРМАКа) эти погрешности, особенно методологическая (см. Таблицу 1) почти на порядок меньше приведённых российских... Не занижена ли оценка?
Вопрос 2. Насколько обосновано значение точности измерения тепловой мощности активной зоны (0.01) в таблице 1? И в ГОСТе на СВРК (систему внутриреакторного контроля), и по тексту выше фигурирует величина в 2% (с доверительной вероятностью 0.95). Насколько я знаю, самостоятельным расчётом тепловой мощности СВРК BEACON не занимается. Украинские коллеги заметно продвинулись в этом элементе по сравнению с предыдущими годами?
Косяк 2. Очевидно, что достаточно близкий вариант оценки можно получить и проектным кодом, задавая вместо штатных межкассетных зазоров их повышенные аналоги. Коллеги утверждают, что моделирование случайного распределения зазоров с граничными условиями на активную зону дало им значения (с доверительной вероятностью 0.95) межкассетного зазора в 7,6 мм и "углового" зазора (я так понимаю, рассчитанного как полусумма примыкающих к угловому твэлу зазоров) 5,6 мм. Такого рода статистическую оценку я могу допустить. А вот дальше возникают вопросы. Давайте попробуем, пользуясь теми же данными при новых значениях зазоров, посчитать водо-урановые соотношения, продолжив нашу табличку.
Зазор, мм | S ячейки, кв.мм | S воды, кв.мм | Отношение площадей сечений воды и твэла | Водо-урановое отношение | |
Стандартная ячейка | 0 | 105.587 | 40.549 | 0.623 | 0.901 |
Периферийная ячейка | 2 | 123.556 | 58.517 | 0.900 | 1.300 |
Угловая ячейка | 2 | 123.742 | 58.703 | 0.903 | 1.304 |
Периферийная ячейка* | 7.6 | 159.256 | 94.217 | 1.449 | 2.093 |
Угловая ячейка* | 5.6 | 160.098 | 95.059 | 1.462 | 2.112 |
Получается, что при приведённых значениях зазоров скачки энерговыделения в угловом и периферийном твэлах, как минимум, сопоставимы из-за одинаковости роста водо-уранового соотношения, что прямо противоречит величинам, приведённым в таблице 2 статьи ЦПАЗ.
Косяк 3. Утверждение "В программное обеспечение BEACON введены параметры, учитывающие влияние производственных факторов, наличие ДР и эффекта уплотнения топливных таблеток, которые автоматически применяются при восстановлении распределения мощности в а.з. с использованием измеренных токов ДПЗ" представляется, как минимум, спорным, поскольку требует не только индивидуальных размножающих свойств для каждой кассеты, но их же для каждого твэла. Это принципиально возможно, но не для инженерных кодов, положенных в основу моделей BEACON-а. То, что они таким образом "скрутили" инженерный коэффициент запаса для контроля активной зоны при помощи своего кода вызывает главный вопрос: они предлагают свои запасы взамен проектных (отсылаю к приведённому выше разъяснению о расстановке эксплуатационных пределов на контролируемые параметры)?
На самом деле проверить точность реконструкции поля энерговыделения в объёме активной зоны системой внутриреакторного контроля (любой) достаточно просто. Нужно отключить из обработки датчик (в нашем случае речь идёт о СВРД (сборке внутриреакторных детекторов), состоящей из 7 ДПЗ (датчиков прямого заряда)), дать системе дойти до сходимости итераций и сравнить значение измеренной датчиком величины со значением поля в месте его расположения. Набранная таким образом статистика по всем датчикам включает в себя всю совокупность погрешностей измерения и модели.
Очень бы не хотелось получить реактор на повышенных параметрах, в котором выбраны все запасы. Все эти вопросы стоит задавать не только коллегам из ЦПАЗа и их заказчику НАЭК "Энергоатом", но и, как минимум, экспертам украинского регулятора, поскольку в их журнале и опубликована данная статья.
Что касается советов и добрых пожеланий украинским и их российским коллегам, то стоит обратить внимание на следующие моменты:
1) Поскольку речь идёт об увеличении водо-уранового отношения, т.е., фактически, о площади поперечного сечения, образуемого межкассетным зазором, стоит перейти от среднего арифметического к среднему геометрическому при определении зазора около углового твэла. Этот подход, пусть незначительно, но уменьшит консерватизм.
2) Стоит также использовать более сложную модель, чем случайный разброс зазоров, например, приведённую здесь. Однако, следует учесть три фактора, которые не всегда снижают консерватизм:
- зазоры будут самосогласованными, это значит, что может организоваться достаточно большая группа зазоров, близких к максимальным, в этом случае двойной зазор вблизи углового твэла станет определяющим,
- расположение зазоров в активной зоне станет совсем не случайным, при этом они вполне могут попасть, например, на свежее топливо в активной зоне, что увеличит величину коэффициента запаса из-за большего отклика таких кассет,
- очень желательно, чтобы модель была валидирована на реальных измерениях, к которым не относятся измерения извлечённых из активной зоны ТВС.
3) Что касается самого учёта межкассетных зазоров в коэффициентах запаса, то их распределение - типичное распределение "с тяжёлыми хвостами", когда значимость влияния на безопасность отброшенных 5% может оказаться выше, чем принятые во внимание 95%...
Комментарии
Ну, в отличие от Вас, я работаю на отрасль, но не в отрасли. И то, что я скинул ссылку на статью некоторым своим коллегам в отрасли, погоды не сделало - не вижу я телодвижений (м.б., конечно, и не должен видеть, но нет даже "кругов на воде"). Я эту статью писал пару недель, всё надеялся, что меня обгонят и писать не придётся. С удовольствием сделал бы как-то иначе.
Таки: до второго чернобыля не дойдет, запас прочности реакторов и мозгов не даёт двуногим вот так просто угробить кучу себе подобных, со стержнями все не так просто и чревато ослоблять контроль ибо зазоры... а там пошло поехало вплоть до расплава начинки твэл.
Я все понял?
До Чернобыля не дойдёт, но аварийные запасы, если не дай б.г, они выжирают сразу двумя шагами - повышением мощности и снижением консерватизма.
Да пусть выбирают и стопаются
А вот до этого момента (когда они остановятся) доживут "не только лишь все" (с) Кличко.
На самом деле тут всё сложнее. Они ведь, получается, в соответствии со своими соображениями, поднимут уставки. Так что останов может случиться немного поздно...
Я дико извиняюсь, а статья об чём ?
быть однако может мы, наверно, все, не факт!, умрём когда-нибуть вероятно.
дерево посадил? %(
Всё это очень мило, но возникают 2 вопроса:
- Автор считает, что кривизну сборок нужно измерять не после их извлечения и правки, а непосредственно в рабочей зоне реактора , причём в диапазоне температур от 50 градусов и до температур, соответствующих 100% мощности? Или есть основания полагать что деформации малочуствительны к температуре? Наверное, достаточно проводить измерения зазоров только в самых проблемных местах, их можно определить по местному превышению потока нейтронов. И, вероятно, это будут именно угловые ТВЭЛы - то есть там будет чуть проще подобраться для замера. В целом - задача замера зазоров в действующем реакторе если это не было предусмотрено изначально Конструкторами - представляется мне нетривиальной.
- Нельзя ли уменьшить масштаб проблем грамотным выбором режимов эксплуатации? После очередной перезагрузки реактора - погонять его на пониженной мощности , что бы не было превышения режимов в проблемных областях. При этом из-за повышенного тепловыделения в особо кривых стержнях ТВЭЛ - скорость выгорания топлива именно в них будет гораздо Большей, и через некоторое время профилирование топлива в активной зоне реактора станет более безопасным. По достижении "приработанного" состояния реактор можно будет безопасно эксплуатировать в режиме 100% загрузки по мощности. Но я не знаю, насколько подробно система регистрации плотности нейтронных потоков может контролировать отдельные области ТВЭЛов. Поскольку в предложенном методе нужно очень хорошо видеть, зоны избыточного выделения энергии. Причём не только в режиме пуска после перезагрузки, но и постоянно в ходе эксплуатации, обнаруживая локальные неоднородности нейтронного поля. Кстати, а можно ли по температуре зон на верхней крышке реактора определять кассеты с повышенным тепловыделением по отдельным граням? Или конструктивные элементы ТВЭЛА использовать как термометры , ведь прогиб наиболее силён в их средней части ? (например, размещение в отверстии на трубке несущей конструкции ТВЭЛ маленькой биметаллической пластинки, которая при достижении опасной температуры будут открывать отверстие в трубку для воды и сигнализировать датчикам наверху)
Ответ на второй вопрос:
Проблема проявляется при повышенных нагрузках на реактор.
Экономика требует повышения выработки, реакторы выводят на большую мощность, используя запасы прочности, заложенные проектантом реактора.
И дело не только в мощности. Изначально был двухгодичный цикл по топливу и 10 месяцев работы. Сейчас и кассеты используют больше раз, и межремонтный интервал увеличивают, и работают на 103%, а то и 105%.
Для установки в кассетах новых датчиков и тем более исполнительных механизмов требуется сертификация, это оборудование первого класса безопасности. Энергоатом не имеет ресурсов для текущего ремонта станций, какие доработки реактора?
Я другого боюсь. Придёт "добрый дядя" Вестингауз, которому и так уже в рот смотрят, и предложит что-то внедрить, допустим, за кредит или даже за деньги DoE. Но из того, что я вижу по украинским публикациям, следует ровно один вывод - они это "съедят", квалификации (или воли) уже не хватит для правильных выводов и отказа.
на геоэнергетике давно писали - украина практически лабораторная площадка для веста по подминанию экссоветских реакторов
то есть нынешнего рынка российского росатома
и то что у них не все получается - не значит что они остановятся
только чехи их остановили - сообразили что себе дороже
в украине своей власти нет - поэтому она просто лаборатория и там возможно все что угодно
Чехи их не остановили. Они доработали на американском топливе ровно до момента окончания их контракта с американцами. И сейчас никуда не денутся. Публикации по американской кассете для Темелина у меня в блоге были и от опытной эксплуатации минимум на 1 блоке чехам не отвертеться (уже согласована) - американцы попросту пообещали им заблокировать тендер, а без топлива блоки встанут.
А как Вы видите сам механизм этой блокировки?
Американцы имеют очень серьёзную "лапу" в Еврокомиссии и Евроатоме. Настолько серьёзную, что под их влиянием требование диверсификации поставок в топливной отрасли ЕК распространила и на ядерную отрасль. Даже 30% рынка Фраматома во Франции к ним отошли.
Возможность заблокировать тендер в стране-члене ЕС, как несоответствующий требованиям евробирократов, у них совсем не иллюзорная.
С этим не спорю. Но вот вопрос, а могут ли наши (читай - Россия) заблокировать (уже в рамках МАГАТЭ) поползновения америкосов, упирая на физико-технические параметры (существующие или
мнимыегипотетические) и связанное с этим понижение безопасности АЭС? Или не хотят ссорится с "партнёрами"? Если поднять, при правильной подаче,хайпвой в западных СМИ (ну, типа: "Караул! Потенциальная Фукусима в центре Европы!"), то, тем же Вестам, мало не покажется. И на слово "потенциальная" мало кто из западных обывателей обратит внимание...Да, можем. Только действовать надо на техническом уровне и аргументированно, а не через СМИ. Один раз уже опозорились, подставив Чуркина с его выступлением в ООН по поводу 30-летия Чернобыля. Думаю, что вся необходимая исходная информация уже есть в открытых источниках.
по-моему, автор прямо написал, что кривизну сборок нельзя измерять непосредственно в реакторе, поэтому необходимо закладывать запасы, а при расчете этих запасов цифры нужно использовать не с потолка, а обоснованные экспериментально либо утвержденные ранее.
проблема появилась потому что реактор хочется эксплуатировать в эффективных режимах, и странно теперь решать проблему неэффективными режимами.
Понимаете, естественно, я не считаю ничего подобного по одной простой причине - проводить подобные измерения при закрытой крышке реактора нереально! Замерить межкассетные зазоры нереально вдвойне. Единственное, о чём я сожалею (и об этом написано прямым текстом), это о прекращении измерений ОКБ "Гидропресс" на разневоленном реакторе (снята крышка, но разборка блока не производилась) блока 1 Балаковской АЭС. Стоило бы их возобновить минимум на двух блоках (по одному для кассет каждого из конструкторов) - получим бесценные данные для валидации расчётных моделей типа приведённой тут. Слишком мало мы знаем о поведении активной зоны как единого целого...
Существующие датчики систем внутриреакторного контроля повышения зазора просто не увидят - находятся от них слишком далеко, да и не в каждой кассете они стоят. Превращать кассету в "средство измерения" Вам никто не даст. Не из вредности или стремления к экономии, а из-за анализа возможных аварий с таким объектом.
Я любознателен, но не любопытен. Легендарная слава работников чернобыльской АЭС меня не манит.
Спасибо за интересный рассказ.
Мне понравилось.
А как насчет рассказать читателям про МОХ сборки в ВВЭР?
Там тоже куча чудес.
Я с МОХ-ом не работал от слова "совсем". И в ближайшем окружении нет ни расчётчиков, ни технологов, которые были бы в теме. Не мне об этом разводить разговор на пустом месте. А вот на форум Атоминфо тему можете закинуть - там такие ребята есть. Вдруг у кого из них статья вызреет.
На мой взгляд, текст написан хорошо и не представляет трудности для усвоения, за исключением специфической терминологии. Но без неё никуда.
Ну так пусть пробуют свою теорию на своих АЭС. Нам то что переживать ? Получится у них, учтём в своём опыте. Сделаем так, что бы принципиально нельзя было сборки менять наши на не наши. Не получится, накроют саркофагом.
Про трансграничный перенос радиоактивных масс слышали?
Это произойдёт до того, как там саркофагом накроют...
Камрад, ты уж извини, но статья не для этого ресурса) Хотя я вижу ты и пытался по максимуму убрать сленг.
И самое смешное ты по большому счету затронул только одну проблему)
Ну, по-другому у меня просто не получилось.
А проблемы... Если я их могу понять и увидеть, то затрону в следующих статьях.
Статейка старенькая ..(.июль 2017) но, чем дальше становится всё более актуальной
https://svpressa.ru/politic/article/177742/
На российских "советских" АЭС , тысячниках, идет продление срока службы на 30 лет.
Этому предшествует глубокая модернизация. всего.
Отжиг корпуса реакторо и замена многого иного и ТВС тоже
(в связи с использованием амер-ТВС, Гидропресс отказался от поддержки эксплуатации украинских ЯППУ)
Только пару цитаток
Они служат меньше, стоят дороже.
И к тому же Westinghouse не вывозит свои ядерные отходы с АЭС.
Тоже проблема!
А по поводу качества…
У Westinghouse нет необходимой технической документации для изготовления топливных сборок (контрафакт)
подходящих к реакторам ВВЭР-1000.
Американские сборки изготовнлены в Швеции. А Westinghouse нынче фирма амер-японская. Нынче она банкрот. А это значит, что живы ремесленники-изготовители. А научно-технической поддержки нет
https://russian.rt.com/world/article/407273-rosatom-konkurent-ssha-bankrot
PS
Украину ничто не учит.
Ни Чернобыль-где хотельщики пытались сократить срок вывода ЯППУ на ППР.
Теперь перевели реакторы в переменный режим суточного регулирования мощности в энергосистеме (когда был в Украине уголь- это была задачей ТЭС)
Увеличение макимальной мощносрти энергоблока до 107%- фигня. Реактор загонят в макс. опасный режим. . Остальное оборудование тоже покажет никто не знает что (в стационарных и в переходных режимах
Потеря энергии из-за дросселировнания пара в паропроводах от сепаратора-пароперегревателя к турбине сожрет ожидаемую прибавку.. И регулирующие клапана турбины поднять выше не удастся (там своих туча проблем, которых решать некому )
(На 5-м блоке НВАЭС пытались аналогичную идею воплотить.
А теперь мучаются-- назад вернуться не могут)
Японский городовой, как всё запущено...
Давайте по слогам.
Не читайте всякую фигню.
И, да, приведённая Вами публикация ссылается на доклад, который есть в сети, но он есть в двух вариантах. Один, в котором приведена цитируемая в статье "жарёха" - тупой фейк.
Спасибо, очень познавательно. Сталкивался с различными мнениями по данной идее (повышения мощности ВВЭРов). В том числе и при личном общении с людьми из УФТИ и ФизТеха. Но у Вас изложен системный подход. Это большой плюс.
В своё время этот вопрос мне (естественно, в составе команды) довелось решать на украинских ВВЭР-1000. Дошло вплоть до того, что с нашей подачи сняли (да, была такая политическая коньюктура, но воспользовались именно нашей аргументацией) Председателя украинского Регулятора Смышляева.
Если смотреть дальше, то оптимизма у меня маловато. Это относится не только к украинской, но и к нашей ядерной энергетике. То же измерение кривизны топлива хотя бы на пилотных блоках нужно возвращать - слишком мало мы об этом знаем, модели в реальность не попадают. Ни одна модель не говорила, что после заметного падения искривлений они опять начнут расти.
Ну, дЫк, "(д)эффективные менеджеры" рулят... Но, ИМХО, в России с этим получше (я не про менеджеров, если чЁ)...
Пока лучше. И дай б.г нам эту ситуацию удержать.
Простенький пример. У нас в фирме сейчас три выпускника (только что защитились) из моего родного ВУЗа. Трое толковых из примерно 30 отобранных, без рекомендаций моих преподавателей я к нам не приглашаю. Из них двое не собираются оставаться в России.
Фу блин. Было бы намного проще понять, что вы хотите сказать, если бы вы прямо говорили в чем проблема. А эта статья походу скомпилирована из двух, причем вторая часть гугл-перевод с английского. Еще авторские вставки и куча аббревиатур. Человеку со школьными знаниями в это вьехать невозможно. Три разных стиля изложения в одной статье, перебор с буквенными сокращениями. А чтоб жизнь малиной не казалось еще и буквенные сокращения разные для одного и того же. Реактор например то ВВР, то BWR. Надо держать в голове сразу пяток новых понятий плюс еще некоторые из них сначала называются одним словом, а в дальнейшем тескте другим. Тем кто в этой теме варится может и понятно. Но большинство людей просто запутаются и забьют на такой поток сознания.
Только из комментов стало ясно, что вы считаете, что перестали делать измерения когда останавливают реактор. А эти измерения нужны, чтобы скорректировать расчеты. А без расчетов ППЦ. По этому поводу статья?
Кстати, а это не вы говорили. Что современная наука идет не от эксперимента. А сначала научные умники придумывают формулы, а потом их экспериментально подверждают желающие. А если не подверждают , то и так нормально. Главное чтобы формулы были красивые, логичные и встраивались в общую теорию. Так какие проблемы. Напишите формулу и вперед. Че там мерять. Если что-то ведет себя не так как предсказано на бумаге, значит это просто надо отбросить как ошибку эксперимента.
Кстати, а на Фукусиме какие реакторы стояли? Как на Запорожской АЭС?
Потрясающая мешанина.
1) Нет, статья не по поводу возобновления измерений. Восстановление измерений позволит снизить консерватизм, но текущий уровень понимания вполне достаточен, чтобы установить обоснованые коэффициенты запаса.
2) Наука идёт двумя путями. И от эксперимента, и от теории. Иногда возникают гипотезы, которые нужно проверять, иногда - необъяснимые, но воспроизводимые экспериментальные факты, нуждающиеся в объяснении. Важно, чтобы эксперимент теорию подтверждал.
3) На Фукусиме Дайичи стояли кипящие водяные реакторы (BWR) 1-го поколения типа MARK I от General Electric (1 блок) и их реплики от Тошибы (блоки 2-4).
Так BWR это РБМК, как в Чернобыле? К чему он тогда вообще тут упоминается? Чернобыльскую АЭС вроде закрыли.
Блин, все извилины заплел.
А харьковские ученые тогда получается подогнали расчеты под "решения партии и правительства" ? Ну раз говорите, что ТВЭЛы гнутся и никто это не измерял как оно реакльно происходит внутри реактора. Их доставали, выпрямляли и потом меряли? Ну это нормально. Наверно.
Аааа, вы мой пост прочитали. Вот поняли теперь как я себя чувствую читая вашу статью. )) Я и разговариваю так же. Бесит ужасно. Когда другие так. Когда сам нормально.
Автор. С тобой интересно. Пеши исчо. ))
Сам понимаешь. НЕФТЬ КОНЧАЕТСЯААААА! Атомная энергетика наше фсе.
Кстати Украина энергоизбыточный регион. Была, пока у них промышленность была. А сейчас так вообще электричества должно быть хоть жопой ешь. Нафига им вообще газ и уголь. Перевели бы уже все на электричество и не парились.
BWR - не РБМК. В отличие от РБМК это не канальный реактор, а корпусной. И замедлителем, и теплоносителем в нём работает вода (замедлитель в РБМК - графит), только, в отличие от PWR/ВВЭР она кипит в активной зоне.
URL:
Игорь Острецов спрогнозировал скорое закрытие украинских АЭС и «энергомор»
Киев будет вынужден отказаться от атомных электростанций из-за дефицита уранового топлива в мире.
Останется энергетический вереск
Повторю то, что я уже писал по поводу данного предсказания: "Мы спорили с Игорем Николаевичем Острецовым, в т.ч. и на Афтершоке, по поводу возможностей обеспечения украинских АЭС ядерным топливом. Теперь он свою точку зрения высказал в СМИ. Поскольку прогноз краткосрочный, легко будет его проверить. Я же остаюсь при своём мнении: Украина имеет достаточные собственные ресурсы по сырью и не останется без ЕРР. Если и будет повод закрыть украинские АЭС, то речь будет идти не о дефиците топлива (годовой запас которого уже лежит на складах), а о дефиците безопасности их эксплуатации."
Страницы