 |
| Навигация |
|
|
|
|
|
|
| Журнал |
|
|
|
|
|
|
| Атомные Блоги |
|
|
|
|
|
|
| Подписка |
|
|
|
|
|
|
| Задать вопрос |
|
|
|
|
|
|
| Наши партнеры |
|
|
|
|
|
|
| PRo-движение |
|
|
|
|
|
|
| PRo Погоду |
|
|
|
|
|
|
| Сотрудничество |
|
|
|
|
|
|
| Время и Судьбы |
|
|
|
|
| |
| [15/03/2024] Размышления о дизайне исследовательских реакторов
Виталий Узиков, инженер. 
Развитие атомной отрасли после тяжелых инцидентов с ядерными реакторами
замедлилось. И это коснулось не только атомной энергетики, но и базы
исследовательских ядерных реакторов (в настоящее время в 53 станах
продолжают работать лишь 224 исследовательских реакторов из более чем
800 построенных за 60 лет). Поскольку большинство исследовательских
реакторов было построено в 1960‑х и 1970-х годах, сегодня возраст
половины действующих исследовательских реакторов в мире составляет более
40 лет, а около 70% из них старше 30 лет.
Однако потребность в таких реакторах для различных целей (научных исследований, производства радиоизотопов промышленных и медицинских радиоизотопов, облучения материалов при разработке ядерно-энергетических установок и т.д.) в таких областях, как промышленность, медицина, сельское хозяйство, криминалистика, биология, химия и силовая электроника со временим лишь возрастает. Дизайн вновь создаваемых исследовательских реакторов должен в максимальной степени учитывать эту потребность, что позволит оптимизировать затраты на создание и эксплуатацию реакторной установки [1].
Теплогидравлика признана ключевым научным предметом в разработке инновационных реакторных систем. Инновационные концепции ядерных реакторов исследуются во всем мире с упором на демонстрацию их технической осуществимости, экономической конкурентоспособности и улучшенных характеристик безопасности [1].
Одним из важных направлений развития реакторной техники является создание исследовательских реакторов с высокой плотностью нейтронного потока, обладающих высокой теплотехнической надежностью и безопасностью. Пожалуй, наиболее оптимальный подход к разработке современных исследовательских реакторных установок демонстрирует аргентинская компания INVAP, признанная сегодня одним из лидеров индустрии исследовательских реакторов, а основными принципами которой являются:
- a) Безопасность превыше всего.
- b) Максимальное упрощение конструкции.
- c) Сведение к минимуму технических рисков, полагаясь на проверенные технологии.
- d) Соблюдение требований безопасности МАГАТЭ и передовой мировой опыт.
Предлагаемая инновационная концепция системы охлаждения исследовательской реакторной установки основана на повышении безопасности за счет предельного упрощения конструкции систем отвода тепла от активной зоны и использования в них преимущественно пассивных систем при организации циркуляции теплоносителя в контурах охлаждения [3,4,5].
1. Подходы к инновационному дизайну исследовательских реакторов
В отличие от энергетических реакторов исследовательские установки должны обеспечивать максимально эффективный теплоотвод от активной зоны, а не высокую температуру теплоносителя для обеспечения оптимального к.п.д.
1.1 Влияние выбора теплоносителя
Конструкция каждого исследовательского реактора разрабатывается в зависимости от его назначения и генерируемого спектра нейтронов – либо спектра нейтронов низкой и средней энергии (так называемого «теплового» спектра нейтронов (энергия <0,625 эВ) и «промежуточного» спектра), либо спектра нейтронов высокой энергии (энергия > ~0,9 МэВ), называемого спектром «быстрых» нейтронов. Облучение со спектром «тепловых» и «промежуточных» нейтронов производится в реакторах с водяным теплоносителем, а для получения спектра «быстрых» нейтронов требуется жидкометаллический теплоносителя, например натрий. Подавляющее большинство исследовательских реакторов обеспечивают «тепловой» и «промежуточный» спектр нейтронов, и лишь некоторые позволяют производить облучение в «быстром» спектре (например, реакторы с натриевым теплоносителем БОР-60 или строящийся реактор МБИР). Из-за высокой пожароопасности использования натрия в качестве теплоносителя к реакторам с «быстрым» спектром должны применяться повышенные меры безопасности, поэтому для многоцелевых исследовательских реакторов предпочтительно ориентироваться на использование воды в качестве теплоносителя и замедлителя.
Вода в бассейновых реакторах кипит при относительно невысокой температуре (чуть больше 100 ˚С), что ограничивает возможности теплоотвода от активной зоны, особенно если производитель ТВС ставит условие недопустимости поверхностного кипения в активной зоне. Для повышения интенсивности теплоотвода активную зону помещают в корпус, находящийся под давлением и через него прокачивается большой объем воды, охлаждающий активную зону. Это дает возможность резко повысить температуру насыщения теплоносителя и обеспечить теплоотвод от энергонапряженной активной зоны без кипения теплоносителя, что создает условия для повышения удельной тепловой мощности в ТВС и соответствующего повышения плотности нейтронного потока (например, в исследовательском реакторе СМ-3 при мощности 100 МВт максимальная плотность потока тепловых нейтронов в центральной ловушке достигает 5⋅1015 см−2⋅с−1). Но такая высокая теплонапряженность активной зоны корпусных реакторов создает определенные сложности даже при отводе остаточного энерговыделения после перевода реактора в подкритическое состояние, так как некоторое время должен обеспечиваться обязательный принудительный расход теплоносителя. Кроме того, разгерметизация контура охлаждения несет риски перехода к кризису теплоотдачи от твэлов и их разрушению. Поэтому необходимо стремиться к достижению высоких тепловых нагрузок в активной зоне используя бассейновые реакторы как более безопасные.
1.2 Безопасность
Новые проекты исследовательских реакторных установок должны обеспечивать пассивную безопасность как при достаточно больших уровнях тепловой мощности, так и при расхолаживании активной зоны. При проектировании систем теплоотвода от активной зоны и систем важных для безопасности, должно отдаваться предпочтение системам (элементам), устройство которых основано на пассивном принципе действия и свойствах внутренней самозащищенности, а также на реализации принципов безопасного отказа и единичного отказа [«Правила ядерной безопасности исследовательских реакторов» (НП-009-17)].
Наиболее просто эти требования могут быть реализованы в бассейновых реакторах, так как в них:
- при разумном дизайне практически невозможно обезвоживание активной зоны;
- наиболее просто реализуется схема естественной циркуляции для отвода остаточного тепловыделения активной зоны;
- облегченный открытый доступ к каналам и ячейкам активной зоны и отражателя для замены облучательных устройств;
- отрицательный эффект реактивности в случае кипения теплоносителя в активной зоне;
- возможность организации ячеек с непрерывной заменой облучательных устройств и передачи из в прилегающие к бассейну боксы (например, с использованием пневмопочты) для их переработки без остановки реактора.
1.3 Гибкость
Прилагаемые подходы к системе охлаждения позволяет реализовать различные компоновки активной зоны реактора и каналов облучения в отражателе. Открытый доступ к каналам отражателя, расположенного в бассейне, обеспечивает удобство облучения и замены облучательных устройств даже во время работы реактора.
1.4 Выбор схемы циркуляции через активную зону
Одним из важнейших элементов дизайна бассейновой реакторной установки является схема циркуляции теплоносителя через активную зону. Несмотря на простоту аппаратного оформления схемы циркуляции с нисходящим потоком, она не в полной мере удовлетворяет свойствам внутренней самозащищённости, так как при нарушениях нормальной эксплуатации возможен переворот циркуляции теплоносителя в части каналов или во всей активной зоне, обуславливающий нестабильность как эффектов реактивности, так и в режимах теплоотвода от ТВС. Кроме того, в бассейновых реакторах нисходящий поток накладывает ограничения на расход теплоносителя, так как из-за гидравлических потерь в активной зоне в нижней части ТВС давление (а также соответствующая температура насыщения) становится недопустимо низкими, что может привести к гидродинамической неустойчивости и снижает теплотехническую надежность.
Предпочтительной схемой циркуляции через активную зоны является восходящий поток теплоносителя через ТВС, реализованный, например, в реакторе OPAL. В этом случае, при использовании специальной конструкции обратных клапанов на «дымоходе» обеспечивается надежная естественная циркуляция при прекращении принудительного расхода через активную зону и переход на внутрибассейновую естественную циркуляцию. При оптимальном высотном расположении теплообменника первого контура относительно активной зоны между ними образуется контур естественной циркуляции и в аварийных ситуациях тепло от бассейна будет частично передаваться второму контуру, а частично отводиться через испарение.
Надежность систем безопасного теплоотвода от активной зоны в любой ситуации должна основываться на применении пассивных принципах действия (например, за счет гравитации) и предельной простоте конструкций, снижающей вероятность отказа или несанкционированного срабатывания. Применяя такие подходы к дизайну установки, можно существенно снизить стоимость теплотехнического оборудования и эксплуатационные затраты на его обслуживание.
1.5 Выбор системы передачи тепла конечному поглотителю
Важным фактором, влияющим на эксплуатационные затраты исследовательского реактора, являются системы передачи тепла конечному поглотителю. В качестве конечного поглотителя тепла могут выступать атмосферный воздух или открытые водоемы. Системы передачи тепла непосредственно атмосферному воздуху (например, «сухие» градирни) менее эффективны, чем системы передачи тепла воздуху через испарение воды (градирни). Однако при испарении воды в градирнях происходит накопление солей жесткости и рост солевых отложений во всех элементах контура (на теплообменных трубках, оросителях пленочных градирен, в нижней части циркуляционных трубопроводов). Это негативно влияет на эксплуатационные затраты, так как
- перед периодической подменой воды в контуре градирни необходима дорогостоящая водоподготовка;
- для очистки греющих поверхностей теплообменников от солевых отложений производится химическая и механическая очистка (что приводит к повышению дозовых нагрузок на персонал);
- при образовании большого количества шлама в контуре градирни и накоплении шлама в нижней части циркуляционных трубопроводов, проводятся дорогостоящие работы по их замене.
Использование «сухих» градирен, несмотря на повышенные капитальные затраты при сооружении исследовательской реакторной установки, решает проблему высоких эксплуатационных затрат, вызванную накоплением солей в контуре «мокрой» градирни, что обеспечивает высокую теплоотводящую способность от первого контура на протяжении всего срока эксплуатации.
Снижение суммарных затрат на сооружение и обслуживание исследовательского реактора позволит рассматривать этот источник нейтронов в качестве эффективного и экономически оправданного инструмента в различных областях научной и производственной деятельности.
2. Предлагаемая реализация концепции системы теплоотвода исследовательского реактора
2.1 Трехконтурная схема системы охлаждения
Для исследовательских бассейновых реакторов средней мощности предлагается к рассмотрению трехконтурная система теплоотвода, включающая:
- первый контур с принудительной циркуляцией теплоносителя, включающий трубопроводы, трубное пространство теплообменника-парогенератора, насосный блок, напорную камеру подачи теплоносителя под активную зону и под отражатель нейтронов, активную зону и отражатель нейтронов, частично открытую сверху трубу «дымохода» над активной зоной, боковое ответвление от трубы «дымохода», а также бассейн реактора;
- второй контур, включающий межтрубное пространство теплообменника-парогенератора, подводящие к теплообменнику «сухой» градирни паропроводы, трубное пространство теплообменника «сухой» градирни, трубки слива конденсата из теплообменника «сухой» градирни и систему вакуумирования;
- третий контур, включающий теплообменник «сухой» градирни и башню градирни.
2.1.1 Реализация эффективного теплоотвода от активной зоны в первом контуре
Дизайн реакторной установки предусматривает принудительную циркуляцию только в первом контуре охлаждения, а для циркуляции теплоносителя во втором и третьем контурах охлаждения может использоваться исключительно естественная конвекция, что обеспечивает не только снижение стоимости оборудования и затрат на его обслуживание, но и высокую надежность систем теплоотвода исследовательского реактора как при работе реактора на номинальной мощности, так и при расхолаживании, а также в нештатных ситуациях.
Первый контур охлаждения, предназначенный для отвода тепла от активной зоны, каналов облучения и отражателя, обеспечивает устойчивую циркуляцию во всех режимах работы реактора на мощности и при его расхолаживании в подкритическом состоянии. Энергоснабжение системы охлаждения реакторной установки требуется только в период работы реактора на мощности для обеспечения заданного расхода принудительной циркуляции теплоносителя через активную зону.
2.1.2 Использование естественной конвекции при расхолаживании активной зоны
В режиме расхолаживания система теплоотвода реакторной установки полностью энергонезависима, причем отвод остаточного энерговыделения осуществляется двумя независимыми конурами естественной циркуляции
- внутрибассейновый контур естественной циркуляции, включающий опускной поток в отражателе и подъемный поток в активной зоне;
- через штатные контура охлаждения (нагрев теплоносителя в активной зоне и охлаждение в теплообменнике, обеспечивающие естественную циркуляцию в первом контуре и последующую передачу тепла второму и третьему контуру, функционирующие также за счет естественной циркуляции.
Внутрибассейновый контур ЕЦ включается в работу сразу после прекращения принудительного расхода в первом контуре из-за повышения давление в трубе «дымохода» и автоматическом открытии за счет реверса перепада давления клапанов ЕЦ, выполненных в виде пластин, прижимающихся к посадочным поверхностям на «дымоходе» гидростатическим давлением в бассейне реактора. Поэтому даже в первые секунды после прекращения принудительного расхода через активную зону, при ещё высоком уровне остаточного энерговыделения в ТВС обеспечивается безопасный теплоотвод от твэлов за счет нагрева воды в бассейне. Возможное кипение теплоносителя в ТВС в первые секунды поле прекращения принудительного расхода увеличивает движущий напор естественной циркуляции, что повышает эффективность теплоотвода.
Нагрев воды в бассейне при расхолаживании активной зоны с отсутствующей принудительной циркуляцией приводит к интенсификации испарения с поверхности и к образованию контура ЕЦ в трубопроводах первого контура за счет более высокого расположения теплообменника парогенератора относительно активной зоны. В этой ситуации устойчивый пассивный отвод тепла от реактора обеспечивается энергонезависимым функционированием второго контура, работающего по принципу гравитационной тепловой трубы и энергонезависимым функционированием третьего контура, работающего по принципу «сухой» градирни с естественной циркуляцией атмосферного воздуха.
2.1.3 Реализация принципа «тепловой трубы» в промежуточном контуре
Для создания дополнительного барьера, делающего невозможным выход радиоактивных веществ из первого контура в окружающую среду, используется промежуточный контур, выполненный по типу гравитационной тепловой среды. В качестве хладагента второго контура применяется вода при низком давлении (вакууме). Для создания условий кипения воды при относительно низкой температуре, например, 54˚С, необходимо снизить давление в теплообменнике парогенераторе до 15 кПа. Образующийся пар по трубопроводам большого диаметра направляется в воздушные теплообменники «сухой» градирни, где конденсируется и конденсат самотеком возвращается межтрубное пространство теплообменника парогенератора. Вакуумирование второго контура производится вакуумной системой, откачивающей паровоздушную смесь из контура, охлаждающий её, удаляющий неконденсируемые газы и возвращающий образующийся конденсат обратно во второй контур. Вакуумная система включается в работу лишь на период откачки неконденсируемых газов, а после достижения необходимого разряжения в контуре отключается, поэтому функционирование второго контура можно считать независимым от энергоисточников.
Высокая эффективность теплопередачи от первого контура ко второму через теплообменник-парогенератор обуславливается:
- высокой скоростью теплоносителя в теплообменных трубках и, соответственно, большим конвективным коэффициентом теплоотдачи;
- хорошей теплопроводностью материала теплообменных трубок и малой толщиной их стенок;
- большим коэффициентом теплоотдачи при кипении воды в межтрубном пространстве.
Отсутствие солей жесткости в теплоносителе первого и второго контура позволяет избежать отложений на теплообменных трубках, поэтому при развитой поверхности трубок небольшого средне-логарифмического температурного напора при передаче большой тепловой мощности через теплообменник парогенератор.
Малый средне-логарифмический температурный напор на воздушном теплообменнике «сухой» градирни обеспечивается большим коэффициентом теплоотдачи при конденсации пара (в отсутствие или при малом содержании неконденсируемых газов), высокой теплопроводностью теплообменных трубок (желательно из алюминия) и наличием развитого оребрения на внешней поверхности этих трубок. Повышение скорости циркуляции охлаждающего воздуха через воздушный теплообменник обеспечивается либо наличием вентиляторов, либо наличием высокой башни «сухой» градирни, либо сочетанием наличия башни и вентиляторов.
2.1.4 Уход от проблемы накопления солей в оборотной воде
Эффективность охлаждения теплоносителя в «мокрой» градирне связана с испарением в атмосферу чистой воды, однако, одновременно это создает проблемы с накопление солей жесткости во втором контуре, что приводит к осаждению этих солей на теплообменных трубках, оросителях градирен и накоплению шлама в циркуляционных трубопроводах. Это приводит к тяжелой ситуации, когда поддержание требуемой температуры в первом контуре становится невозможным, а восстановление работоспособности контура оборотного водоснабжения требует огромных затрат.
Из опыта эксплуатации исследовательских реакторов на площадке НИИАР (Россия) контуры оборотного водоснабжения реакторных установок с «мокрыми» градирнями создают большие проблемы и существенно увеличивают эксплуатационные расходы из-за необходимости частой химической и механической очистки теплообменников, а также потребности в механической очистке или замене оросителей в пленочных или капельно-пленочных градирнях. Именно поэтому при проектировании новых исследовательских реакторов желательно отказаться от «мокрых» градирен в пользу «сухих»
2.1.5 Использование «сухой» градирни для передачи тепла конечному поглотителю
Несмотря на существенные недостатки ««сухой»» градирни: низкую эффективность охлаждения (охлаждение возможно только до температуры воздуха окружающей среды); высокую стоимость сооружения (она выше в 5 раз, по сравнению с вентиляторной градирней такой же мощности); неудобство в периодической чистке теплообменника, он обладает такими достоинствами, которые делают её применение предпочтительным при передачи тепла от реакторной установки конечному поглотителю – атмосферному воздуху:
- закрытый контур обеспечивает отсутствие уноса влаги, а вместе с этим отпадает необходимость в подпитке хладагента (воды);
- отсутствие возможности попадания посторонних примесей в хладагент;
- возможность эксплуатации при отрицательных температурах;
- благодаря замкнутому контуру хладагента отсутствует необходимость в очистке воды при эксплуатации контура (но изначально в качестве хладагента требуется чистая подготовленная вода – дистиллят).
При высокой эффективности воздушного теплообменника вентиляторы могут не потребоваться, либо включаться только в жаркий период, поэтому третий контур можно считать условно энергонезависимым. В режиме расхолаживания активной зоны при относительно низкой отводимой мощности, первый, второй и третий контур работают в режиме естественной циркуляции, обеспечивая безопасной пассивный теплоотвод от реакторной установки без подвода электроэнергии. Этим достигается высокий уровень безопасности во всех режимах работы исследовательского реактора.
2.2 Повышение ядерной и радиационной безопасности реакторной установки
Радиационная безопасность и защита окружающей среды является одним из важнейших факторов при проектировании новых исследовательских реакторных установок. Ни один отказ или поломка оборудования не должны создавать риска сколь либо значимого выхода радиоактивных веществ в окружающую среду.
Технические решения, обеспечивающие невозможность выхода радиоактивных веществ из реакторной установки в окружающую среду, дают важное конкурентное преимущество при проектировании исследовательских реакторных установок. Бассейновые реакторы из-за низкого давления в активной зоне имеют существенные ограничения по температуре теплоносителя в первом контуре, поэтому, как правило, из-за низкого среднелогарифмического напора в теплообменном оборудовании используется двухконтурная система охлаждения реактора, причем в качестве второго контура выступает контур оборотного водоснабжения. Потеря герметичности в теплообменнике между контурами грозит выходу радиоактивного теплоносителя в контур градирни и далее в окружающую среду.
Отсутствие высокого давления в системах охлаждения бассейновых реакторов минимизирует риск разрушения оборудования и трубопроводов, а отрицательный эффект реактивности по плотности теплоносителя в исследовательских водо-водяных реакторах обеспечивает ядерную безопасность.
3. Расчетные оценки и конструкторские решения в подтверждение реализуемости предложенной концепции
3.1 Активная зона реактора
Для оценки работоспособности предлагаемой концепции исследовательского реактора мощностью 25 МВт выбрана конфигурация активной зоны с центральной замедляющей полостью (Рисунок 2), включающая 30 ТВС ВВР-КН с низкообогащенным топливом – 19,7% по U-235.
1 – 8-ми твэльная ТВС типа ВВР-КН; 2 – 5-ти твэльная ТВС типа ВВР-КН; 3 – канал СУЗ; 4 – вытеснитель; 5 – центральная замедляющая полость
Рисунок 1. Трехмерная модель активной зоны реактора
Активная зона включает двадцать четыре 8-твэльных ТВС (1) и шесть 5-твэльных сборок (2) с находящимися в центре рабочими органами СУЗ (3). В качестве материала вытеснителя (4), в активной зоне реактора и центрального канала (5) может быть использован циркониевый сплав.
В Таблице 1 представлены характеристики ТВС, принятые для расчетного анализа:
Таблица 1. Характеристики ТВС BBP-КН в активной зоне [6]
|
Параметр
|
Значение
|
|
Обогащение 235U, %
|
19,7
|
|
Плотность урана, г×см-3
|
2,8
|
|
Масса 235U в ТВС, г
|
|
8-трубная
|
250
|
|
5-трубная
|
199
|
|
Число твэлов
|
|
8-трубная
|
8
|
|
5-трубная
|
5
|
|
Толщина твэла, мм
|
1,6
|
|
Толщина сердечника, мм
|
0,7
|
|
Толщина оболочки, мм
|
0,45
|
|
Площадь теплопередающей поверхности 5-трубной ТВС, м2
|
1,045
|
|
Площадь теплопередающей поверхности 8-трубной ТВС, м2
|
1,274
|
|
Общая площадь теплопередающей поверхности всех ТВС, м2
|
36,86
|
3.2 Нейтронно-физический расчет активной зоны
Нейтронно-физический расчет реактора проводится для геометрии, представленной на Рисунке 2 по программе MCU [7] для мощности реактора 25 МВт. В качестве отражателя принята тяжелая вода. На Рисунке цифрами указаны положение 4-х контрольных точек, расчетные параметры нейтронного потока для которых указаны в Таблице 2.
Рисунок 2. Схема геометрии активной зоны с указанием материалов для проведения нейтронно-физического расчета
На Рисунке 2 приведено расчетное распределение удельного энерговыделения по высоте максимально теплонапряженного твэла, используемое для определения максимальных температур в ТВС. Смещение максимальных значений нейтронного потока в нижнюю часть активной зоны вызвано частичным вводом рабочих органов СУЗ в центральные каналы ТВС с пятью трубчатыми твэлами.
Таблица 2. Расчетные параметры нейтронного потока в контрольных точках
Рисунок 3. Расчетное распределение удельного энерговыделения по высоте максимально теплонапряженного твэла,
Для такого высотного распределения нейтронного потока восходящий поток теплоносителя в активной зоне бассейнового реактора оптимален и обеспечивает максимальный запас до кипения по двум причинам:
- в нижней части активной зоны температура теплоносителя минимальна;
- в нижней части активной зоны давление теплоносителя максимально.
Теплогидравлический расчет активной зоны реактора проводится для геометрии ТВС типа ВВР-КН, с использованием программного комплекса САПР SolidWorks/FlowSimulation [8]. Расчетная гидравлическая характеристика приведена на Рисунке 4.
Рисунок 4. Гидравлическая характеристика активной зоны
3.3 Основные параметры активной зоны реакторной установки
Основные теплотехнические и нейтронно-физические параметры рассматриваемой исследовательской реакторной установки мощностью 25 МВт с обоснованными далее расчетными характеристиками приведены в Таблице 3.
Таблица 3. Основные параметры активной зоны бассейнового реактора с принудительной циркуляцией теплоносителя
|
Характеристики реактора
|
Значение
|
|
Тип реактора
|
Бассейновый реактор с водяным охлаждением, промежуточным спектром нейтронов и центральной ловушкой
|
|
Мощность, МВт
|
25
|
|
Максимальная плотность теплового потока, см-2с-1
|
1,17×1015
|
|
Топливо
|
Диоксид урана, 20% обогащение по U-235
|
|
Геометрия активной зоны
|
Форма, близкая к цилиндрической с нейтронной ловушкой в центре
|
|
Количество ячеек для топливных сборок, шт
|
30
|
|
Тип ТВС, шт
|
ВВР-КН
|
|
из них
|
|
|
5-трубных, шт
|
6
|
|
8-трубных, шт
|
24
|
|
Теплоноситель
|
Легкая вода
|
|
Диаметр активной зоны, мм
|
Ø480
|
|
Высота активной зоны, мм
|
600
|
|
Расход теплоносителя, [т ч-1]
|
1400
|
|
Температура на входе в ТВС, [°C]
|
60
|
|
Температура на выходе из ТВС, [°C]
|
75,8
|
|
Подогрев теплоносителя в активной зоне, [°C]
|
15,8
|
|
Скорость теплоносителя в ТВС [м с-1]
|
6,1
|
|
Критерий Рейнольдса Re (средний)
|
57745
|
|
Число Нуссельта Nu
|
233,4
|
|
Коэффициент теплоотдачи α [Вт м-2 °C -1]
|
38704
|
|
Площадь поверхности теплосъема твэлов, [м2]
|
36,86
|
|
Средняя плотность теплового потока, [кВт м-2]
|
678,3
|
|
Максимальная плотность теплового потока, [кВт м-2]
|
1356,6
|
|
Максимальный перепад температуры стенка-жидкость, [°C]
|
35,1
|
|
Максимальная температура твэлов, [°C]
|
110
|
|
Потеря напора на активной зоне, [кПа]
|
130
|
|
Давление на выходе из активной зоны выше фиксатора, [кПа]
|
150
|
|
Давление на выходе из активной зоны под фиксатором, [кПа]
|
200
|
3.4 Система охлаждения реакторной установки
Для демонстрации реализуемости предложенной концепции системы теплоотвода рассматривается реакторная установка, принципиальная схема которой приведена на Рисунке 5, а трехмерный дизайн на – Рисунке 6.
1 – бассейн реактора; 2 – активная зона реактора; 3 – отражатель нейтронов; 4 – «дымоход» над активной зоной; 5 – клапан естественной циркуляции; 6 – отводящий (горячий) трубопровод из активной зоны;7 – всасывающая камера под отражателем; 8 – напорная камера под активной зоной; 9 – отводящий горячий трубопровод из под отражателя; 10 –крышка дымохода; 11 – фиксатор от всплытия ТВС; 12 – гаситель кислородной активности; 13 – трубопровод подвода горячей воды к парогенератору;14 – подводящая камера горячей воды парогенератора; 15 – отводящая камера охлажденной воды парогенератора; 16 – трубопровод охлажденной воды парогенератора; 17 – циркуляционный насос; 18 – отсечная арматура циркуляционного насоса; 19 – трубопровод подвода охлажденной воды к напорной камере под активной зоной; 20 – трубчатка парогенератора; 21 – паровое пространство парогенератора; 22- паропровод подвода пара к коллектору «сухой» градирни; 23 – «сухая» градирня; 24 напорный коллектор пара воздушного теплообменника; 25- воздушный теплообменник; 26 – коллектор сбора конденсата из воздушного теплообменника; 27 – бак сбора конденсата; 28 – вакуумная система бака сбора конденсата; 29 – трубопровод возврата конденсата в парогенератор; 30 – центральный канал активной зоны; 31 – рабочие органы СУЗ; 32 – дроссельное отверстие напорной камеры
Рисунок 5. Принципиальная схема системы охлаждения ИР мощностью 25 МВт
1 – бассейн реактора; 2 – активная зона реактора; 3 – отражатель нейтронов; 4 – «дымоход» над активной зоной; 5 – клапан естественной циркуляции; 6 – отводящий (горячий) трубопровод из активной зоны;7 – всасывающая камера под отражателем; 8 – напорная камера под активной зоной; 9 – отводящий горячий трубопровод из под отражателя; 10 –крышка дымохода; 11 – гаситель кислородной активности; 12 – трубопровод подвода горячей воды к парогенератору;13 – парогенератор;14 – подводящая камера горячей воды парогенератора; 15 – отводящая камера охлажденной воды парогенератора; 16 – трубопровод охлажденной воды парогенератора; 17 – циркуляционный насос; 18 – отсечная арматура циркуляционного насоса; 19 – трубопровод подвода охлажденной воды к напорной камере под активной зоной; 20 – трубчатка парогенератора; 21 – паровое пространство парогенератора; 22- паропровод подвода пара к коллектору «сухой» градирни; 23 – «сухая» градирня; 24 – напорный коллектор пара воздушного теплообменника; 25- воздушный теплообменник; 26 – коллектор сбора конденсата из воздушного теплообменника; 27 – бак сбора конденсата; 28 – вакуумная система бака сбора конденсата; 29 – трубопровод возврата конденсата в парогенератор; 30 – центральный канал активной зоны; 31 – рабочие органы СУЗ; 32 – дроссельное отверстие напорной камеры
Рисунок 6. Трехмерный дизайн системы охлаждения ИР мощностью 25 МВт
Для комплексного решения проблем теплоотвода от бассейнового реактора, в качестве второго контура предлагается использовать тепловую трубу с чистой водой, а в качестве третьего контура – «сухую» градирню. Тепловая труба за счет испарения и конденсации пара способна передавать большое количество тепла при небольшом перепаде температур между первым и третьим контуром. Отсутствие солей жесткости обеспечивает решение проблем с необходимостью водоподготовки и образованием накипи в теплообменниках.
Использование «сухих» градирен взамен «мокрых» существенно увеличивает капитальные затраты на создание теплообменников, имеющих гораздо более развитую поверхность теплообмена с атмосферным воздухом. Кроме того, для создания тяги для прокачки больших объемов воздуха через теплообменник необходимо использовать либо большие вентиляторные системы, либо обеспечить естественную конвекцию атмосферного воздуха с использованием высоких башен или вентиляционных труб.
Предлагаемая к рассмотрению трехконтурная схема теплоотвода от активной зоны к внешнему поглотителю тепла обеспечивает не только эффективность, но и радиационную безопасность. Механизм циркуляции теплоносителя во втором и третьем контурах построен на пассивном принципе естественной циркуляции, использующем гравитацию. В первом контуре переход на естественную циркуляцию происходит автоматически в случае прекращения принудительного расхода через активную зону (разгерметизация либо прекращение работы циркуляционных насосов). Кроме того, в системе теплоотвода обеспечивается минимальное количество насосов и запорно-регулирующей арматуры, что резко снижает количество возможных аварийных ситуаций и эксплуатационные затраты. Далее более подробно приводится описание следующих контуров:
- контур теплоотвода от активной зоны с принудительной циркуляцией;
- промежуточный контур низкого давления (тепловая труба);
- контур передачи тепла конечному поглотителю (воздуху атмосферы).
Полный текст статьи читайте здесь.
|
| |
|
|
| Связанные ссылки |
|
|
|
|
|
|
| Рейтинг статьи |
|
|
Средняя оценка работы автора: 3.66
Ответов: 18
|
|
|
|
| опции |
|
|
|
|
|
[ Ответить на это ]
Re: Размышления о дизайне исследовательских реакторов (Всего: 0)
от Гость на 18/03/2024 | | Прошу прощения, ссылка на видеопрезентацию неправильная. Правильная ссылка https://www.youtube.com/watch?v=97dcRUlXbeoДругие материалы по реакторам и теплотехнике по ссылке на мой канал https://www.youtube.com/@user-ql8ps1yy8b |
[ Ответить на это ]
Re: Размышления о дизайне исследовательских реакторов (Всего: 0)
от Гость на 18/03/2024 | Прошу прощения, ссылка на видеопрезентацию неправильная. Правильная ссылка
https://www.youtube.com/watch?v=97dcRUlXbeo
Другие материалы по реакторам и теплотехнике по ссылке на мой канал
https://www.youtube.com/@user-ql8ps1yy8b |
[ Ответить на это ]
Re: Размышления о дизайне исследовательских реакторов (Всего: 0)
от Гость на 22/03/2024 | В принципе, скоро в мире останутся только исследовательские реакторы. Получение электроэнергии из урана и тория без их деления, а также вопросы трансмутации могут быть решены .
С уважением, АлС
https://www.researchgate.net/publication/379074467_611_Prosloe_nastoasee_budusee_Adernaa_fizika_Radiacia_Transmutacia_radioaktivnyh_othodov
|
[ Ответить на это ]
|
|
Re: Размышления о дизайне исследовательских реакторов (Всего: 0)
от Гость на 17/03/2024 | Цитата: "Развитие атомной отрасли после тяжелых инцидентов с ядерными реакторами замедлилось. И это коснулось не только атомной энергетики, но и базы исследовательских ядерных реакторов (в настоящее время в 53 станах продолжают работать лишь 224 исследовательских реакторов из более чем 800 построенных за 60 лет). Поскольку большинство исследовательских реакторов было построено в 1960‑х и 1970-х годах, сегодня возраст половины действующих исследовательских реакторов в мире составляет более 40 лет, а около 70% из них старше 30 лет"
Интересно отметить, что в определении причин сокращения - принято проявлять лицемерие, подмен правды на неправду.
Истинной причиной сокращения стали отнюдь не единичные "тяжёлые инциденты". Которых на именно исследовательских реакторах, последние полвека, практически не было.
Более того. Сами по себе 224 или 800 исследовательских реакторов не несут существенной опасности /разгона, "выбросов"/. Даже делящийся материал совокупно в них содержащийся, не несёт большой реальной военной опасности.
Реальную опасность распространения ОМП несут коллективы специалистов, которые вокруг каждого реактора "крутятся". Их-то и стремились всячески извести через закрытие реакторов: чтоб стало меньше специалистов со знаниями как наладить конвейер производства ядерного оружия, знающими хотя бы те или иные аспекты.
В результате 50-летних усилий "мирового сообщества": число реакторов уменьшено с ~800 до 224, причём во многих коллективах по нескольку реакторов то есть число коллективов с реакторами во всём мире - лишь около сотни. Численность каждого коллектива, как правило, снизилась по сравнению с началом 1980-х. Средний возраст, как правило, зашкаливает - такому специалисту поздно куда-либо эмигрировать распространять ОМП.
При всём при том: принято лицемерно умалчивать, что опасность исходит вовсе не от реакторов, тем более маленьких исследовательских. А от коллективов которые вокнуг них крутятся. Вот и получается по сравнению с 1980-ми: сейчас в мире коллективов меньше, он менее многочисленные, более престарелые. В угоду разоруженческой идеологии остановлен технологический прогресс в отрасли.
Притом, что ещё не сделано много нужного лежащего на поверхности:1) Расширенное воспроизводство плутония на быстрых нейтронах;2)Разделение ОЯТ на отдельные радиоактивные изотопы как товарный продукт для промышленности и других нужд;3)Использование делящегося материала как транспортного энергоносителя: для гражданских кораблей и для пилотируемых космических полётов.4)Управляемый термоядерный синтез до сих пор не освоен, в том числе не достигнуто зажигание магнитоудерживаемой плазмы и не подготовлены в полной мере пригодные радиационно-стойкие сплавы для термоядерного реактора.
Ядерная энергетика в отмеченных контекстах находится в самом начале своего развития.
|
[ Ответить на это ]
Re: Размышления о дизайне исследовательских реакторов (Всего: 0)
от Гость на 18/03/2024 | | Сейчас такие геометрии можно МК моделировать по нейтронно. Т.е. не средними полями, выведенными с большими упрощениями, а честно каждую частицу и её энерговыделение, деление всякое, захваты, упругое. Если конечно есть хороший сервер с числом ядер так за тысячу |
[ Ответить на это ]
|
|
Re: Размышления о дизайне исследовательских реакторов (Всего: 0)
от Гость на 18/03/2024 | - Атомная техника очень быстро морально устаревает. Атомная мода очень быстро менялась в период развития, поэтому многие ИР теряли актуальность ещё до введения а эксплуатацию.
- Пример самого первого исследовательского реактора СР-I, 1942 год, который проработал всего пару месяцев, показывает, что ИР - это "бытовка или времянка" на стройке настоящего реактора, которая больше не нужна после возведения настоящего здания.
- С 1954 года начались масштабные научные исследования высокотемпературного топлива, и все исследовательские реакторы алюминиевой эры стали считаться кустарными установками.
- Ядерное оружие, созданное до 1954 года, сегодня называется кустарым, то есть легко изготавливаемое и маломощное.
- Драйвером атомной науки (и военной и мирной) с 1946 года стали быстрые реакторы. До сих пор вся ядерная наука делается на реакторах с промежуточными и быстрыми нейтронами.
- Реакторное материаловедение ведется на быстрых нейтронах. Собственно БР и называют сегодня исследовательские, все остальные - это тренажёры для студентов и старшеклассников (университетские реакторы).
- Так называемые изотопные реакторы - обеспечивают исследования в других областях наук и производств, но не ядерных реакторов. Это не для создания новых ядерных реакторов.
- Мы сегодня видим старые образцы техники лишь в музеях, и рассматриваем их как пройдённый этап развития цивилизации. Важный этап, но пройденный.
- Этап экспериментов на микро и мини реакторах с тепловыми нейронами давно закончился. Опыт строительства реакторов на тепловых нейтронах колоссальный
- Сегодня построено более 500 реакторов АЭС, на которых проведено по несколько модернизаций.
- Сегодня построено более 1000 транспортных реакторов.
- Сегодня есть гипотезы создания мощной атомной энергетики, которая не грозит уничтожением ни ныне живущее поколение, ни будущие поколения на десятки-сотни тысяч лет вперёд. Но научного обоснования нет.
- Сегодня пик реакторной научной моды - реактор, выжигающий плутоний и/или америций. (Вся остальное кустарщина). Это реактор завершающего этапа атомных проектов. Без научной проработки такого этапа у мирных атомных проектов нет будущего. АЭС так и останутся прозябать на уровне до 500 ГВтэ, на уровне до 2-3% от мирового энергопотребления.
- Без создания реакторов-выжигателей, или без внешнего источника быстрых нейтронов - Есть только планомерное сворачивание атомной энергетики.
- Дементий Башкиров
|
[ Ответить на это ]
Re: Размышления о дизайне исследовательских реакторов (Всего: 0)
от Гость на 18/03/2024 | Цитата:"Атомная техника очень быстро морально устаревает. Атомная мода очень быстро менялась в период развития, поэтому многие ИР теряли актуальность ещё до введения а эксплуатацию"
Едва ли можно согласиться.Если в компьютерной технологии каждые 3 года меняется оборудование на качественно новое а каждые 10 лет меняется язык программирования который следует знать /знаю 'Basic' и 'Turbo-Pascal' но они в современных условиях бесполезны неприменимы/.То в ядерной физике, уважаемый Дементий, классические монографии и 300+-летние Законы Ньютона никогда не устареют. Справочник "Физические Величины" которому (1/3) столетия которым Вы пользуетесь ничуть не устарел.
Из экспериментальных реакторов, устаревших до введения в эксплуатацию, можно назвать только "ПИК" в ПИЯФе в Петербурге который пол-века строили.
|
[ Ответить на это ]
[ Ответить на это ]
Re: Размышления о дизайне исследовательских реакторов (Всего: 0)
от Гость на 18/03/2024 | - Морально устаревает техника, а не законы природы. Морально устаревают концепции, при получении новых знаний. Морально устаревают цели и сиюминутные задачи.
- Примеры.
- Военный ЗЯТЦ БР морально устарел в 1954, когда появилось ТЯО. Устаревшую военную концепцию хотели перетащить на мирные АЭС, но получили научное обоснование невозможности создания мирных БР. Что позволено Юпитеру, неприемлемо для Быка.
- Реактор БОР-60 морально устарел в 1969.
- EBR-II с 1964 по 1969 провел все эксперименты по ЗЯТЦ БР, и доказал утопичность применения плутония в качестве топлива натриевого реактора. Доказал невозможность ЗЯТЦ БР на плутонии.
- Задача замыкания ядерного топливного цикла БОР-60 была снята, НИИАР даже не пытался её выполнить. ИР отказался обосновывать технологии, для обоснования которых был построен. (Лошадь за всю жизнь ни разу не была запряжена).
- АРБУС НИИАР за 15 лет доказал, что органический теплоноситель бесперспективен. Другие реакторы с органикой морально устарели уже в проектах.
- Ложка хороша к обеду, а исследовательский реактор хорош для обоснования промышленного реактора. ИР экономит десятки миллиардов, если построен вовремя. США смогли доказать невозможность ТЖМТ на исследовательском реакторе. СССР и Россия более полувека тратят миллиарды на утопические проекты типа Прорыв, вместо проведения экспериментов на ИР со свинцом и свинцом-висмутом.
- МБИР должен быть построен в 1999, а будет построен после БРЕСТ. Реактор на 700 МВт станет ИР для реактора 120-150 МВт.
- АЭС морально устарели в 1979, когда была научно-практически обоснована неустранимая аварийная опасность АЭС. Затем Чернобыль и Фукусима обосновали неприемлемость использования мирного атома.
- Логика научного обоснования реакторных технологий на ИР была нарушена в СССР в 1970-м, и с тех пор не восстановлена. Сегодня БН-800 обосновывает безопасность БР-10 и БОР-60. Не учитывая колоссальную разницу в опасности, цена научного обоснования в 100 раз дороже.
- Дементий Башкиров
|
[ Ответить на это ]
Re: Размышления о дизайне исследовательских реакторов (Всего: 0)
от Гость на 20/03/2024 | Дементий, не оскорбляйте реактор БОР-60 - он не устарел, он просто старый, но пользуется огромным спросом на проведение реакторных испытаний, в том числе и международных.
|
[ Ответить на это ]
Re: Размышления о дизайне исследовательских реакторов (Всего: 0)
от Гость на 22/03/2024 | - Спрос на быстрые исследовательские реакторы закончился в 1969. БОР-60 - Это последний из быстрых ИР, построенный для разработки ЗЯТЦ. 55 лет тема никого не интересует. С 1992 года для реактора БОР-60 нет достойных тем для Российской науки.
- С 1995 почти все каналы реактора БОР-60 (7 каналов 3-4 ряда облучают таблетки иттрия) загружены оксидом иттрия для производства медицинского Sr-89. Препарат Метастрон лечит метастазы в костном мозге даже на 4 стадии. Препарат имеет огромный международный спрос. Не для россиян.
- Реактор БОР-60, специально для проекта наработки Метастрона, перешел на 4 кампании в год вместо 2. Сотрудники реактора прессуют таблетки, фабриканты топлива их спекают. Реактор работает на мощности 45 МВт.
- БОР-60 сегодня - востребованный изотопный реактор, а не исследовательский.
- Ядерная медицина сегодня на пике популярности. Но не ЗЯТЦ БР, которого не было и нет, и он никому не нужен.
- Дементий Башкиров
|
[ Ответить на это ]
Re: Размышления о дизайне исследовательских реакторов (Всего: 0)
от Гость на 26/03/2024 | Дементий, всё написанное вами по БОР-60 - бред. Вы же живете в Димитровграде, так хоть бы поинтересовались, чем занят БОР-60, какие проводятся исследования. Для кого всё это пишите?
Достойные темы есть. В БОР-60 не каналы, а ячейки - каналы за корпусом реактора. Sr давно не нарабатывают (более 10 лет) - используют эти ячейки для других достойных тем. Нарабатывали во 2-м ряду! Переход (возврат) на 4 кампании связан как раз с прекращением наработки Sr. Про 45 МВт - вообще смех. Вы совсем ядерную физику не знаете? Уменьшить мощность, чтобы нарабатывать радионуклиды )))
|
[ Ответить на это ]
Re: Размышления о дизайне исследовательских реакторов (Всего: 0)
от Гость на 27/03/2024 | - Когда Дементий был командирован в НИИАР, первым делом руководством ХТО он
был направлен в научно-техническую библиотеку, чтобы проникнуться идеями и
стратегиями создания ЗЯТЦ БР. Книга « Советская Атомная Наука и Техника» стояла
на самом видном месте.
- Вот что 28.II.1967 написали очень
высокопоставленные руководители, специально для молодых специалистов НИИАР,
которые должны были делать МОКС-топливо для БОР-60 на зд. 180/2 (вторая очередь
здания 180, сдана в эксплуатацию в 1987, но до сих пор ни разу не было завезено
ОЯТ БОР-60):
- На основании опыта эксплуатации
серии опытных реакторов были начаты работы по созданию крупных АЭС с реакторами
на быстрых нейтронах.
- Состояние решения технических
проблем, возникающих при создании АЭС с реакторами на быстрых нейтронах, а
также при осуществлении процесса
радиохимической переработки твэлов для извлечения накопленного плутония и
возврата горючего в цикл, позволяет считать, что освоение реакторов этого
типа со всем комплексом необходимых работ, по-видимому, будет осуществлено к
началу 70-х годов.
- Задачи для Реактора БОР-60.
- Повышение средней
энергонапряженности активной зоны до 900-1000 квт/л, температуры натрия на
выходе из реактора до 600*С, и глубины выгорания ядерного топлива до
100 000 Мвт*сутки/т, как показывают расчеты, приводит к экономическим
показателям АЭС, вполне сравнимым с показателями тепловой электростанции.
- Для проверки в натурных условиях
работоспособности активных зон при указанных режимах, проведения массовых
испытаний твэлов на глубину выгорания, отработки надежной конструкции парогенераторов
и других узлов,… в Мелекессе строится опытный реактор БОР-60 (рис. 9).
- Топливо - двуокись обогащенного
урана или двуокись плутония. (Рис 11. Тепловыделюящая сборка реактора БОР-60).
- АЭС БУДУЩЕГО
- Уран-графитовые реакторы
сверхкритических параметров пара – давлением 240 атм, температурой 540*С.
- Эксплуатация АЭС с быстрыми
реакторами с малым коэффициентом использования существенно сказывается на
темпах накопления плутония.
- Переход в быстром реакторе на
топливо в виде смеси карбидов урана и плутония позволяет рассчитывать получить
коэффициент воспроизводства около 1,75 (нитрид отвергается – накапливает слишком
много водорода и гелия, а обогащенный азот неприемлемо дорог). Возможно также
удастся достигнуть в таких реакторах современных параметров пара 240 атм, 580*С
и глубин выгорания ядерного горючего 100-150 тыс. Мвт-сут/т.
- [А.П. Александров, А.А. Бочвар, и
др., всего 19 авторов, Атомиздат. Бумага 84х108/16, мелованная.] Качество самой книги, рисунков и изображений на уровне 21 века, но черно-белое. Книга нисколько не потеряла вид за 50 лет.
- Обратите внимание – самыми перспективными
считались АЭС, в которых большое количество углерода.
- Ни о какой "медленной, водной" переработки речи не шло.
- Дементий Башкиров
|
[ Ответить на это ]
Re: Размышления о дизайне исследовательских реакторов (Всего: 0)
от Гость на 29/03/2024 | Дементий! Вы это кому и на какой вопрос ответили?Или опять ,как всегда, просто поток информации
|
[ Ответить на это ]
Re: Размышления о дизайне исследовательских реакторов (Всего: 0)
от Гость на 22/03/2024 | - Спрос на быстрые исследовательские реакторы закончился в 1969. БОР-60 - Это последний из быстрых ИР, построенный для разработки ЗЯТЦ. 55 лет тема никого не интересует. С 1992 года для реактора БОР-60 нет достойных тем для Российской науки.
- С 1995 почти все каналы реактора БОР-60 (7 каналов 3-4 ряда облучают таблетки иттрия) загружены оксидом иттрия для производства медицинского Sr-89. Препарат Метастрон лечит метастазы в костном мозге даже на 4 стадии. Препарат имеет огромный международный спрос. Не для россиян.
- Реактор БОР-60, специально для проекта наработки Метастрона, перешел на 4 кампании в год вместо 2. Сотрудники реактора прессуют таблетки, фабриканты топлива их спекают. Реактор работает на мощности 45 МВт.
- БОР-60 сегодня - востребованный изотопный реактор, а не исследовательский.
- Ядерная медицина сегодня на пике популярности. Но не ЗЯТЦ БР, которого не было и нет, и он никому не нужен.
- Дементий Башкиров
|
[ Ответить на это ]
[ Ответить на это ]
Re: Размышления о дизайне исследовательских реакторов (Всего: 0)
от Гость на 20/03/2024 | "Сегодня пик реакторной научной моды - реактор, выжигающий плутоний"
Дементий, отстаете от жизни - уже давно нет моды на выжигание плутония, есть мода на улучшение качества плутония из ОЯТ PWR и та уже не мода ))Да и мода на выжигание америция (минор-актинидов) очень локальная - только в РосАтоме.
|
[ Ответить на это ]
Re: Размышления о дизайне исследовательских реакторов (Всего: 0)
от Гость на 20/03/2024 | | Пик научной моды это масенький реактор, кормящий несколько отделов в министерстве, десяток НИИ, престарелых академиков и доктуров. Ну и реальных пацанов с реактора не забывает. |
[ Ответить на это ]
|
|
Re: Размышления о дизайне исследовательских реакторов (Всего: 0)
от Гость на 18/03/2024 | | После всплеска интереса к исследовательским реакторам в 60-х-70-х
годах эта тема постепенно затухла. Наверное, в СССР было мудрым решением
сосредоточить строительство сразу многих реакторов на одной площадке – НИИ атомных
реакторов вблизи Димитровграда. В отличии
от многих научно-технологических направлений бывшего СССР это позволило сохранить
реакторную базу и специалистов в условиях развала многих отраслей. И даже по
прошествии четырех десятилетний (!!) вернуться к строительству нового
исследовательского реактора, которым стал МБИР на той же димитровградской площадке
(о реакторе ПИК особый разговор – специалисты понимают, о чем речь). Очевидно,
что в сегодняшней сложившейся ситуации, каждый новый проект исследовательского
реактора это не просто штучный товар, а его можно отнести чуть ли не к уникальным
событиям, так за эти десятилетия количество специалистов, обладающих реальным
опытом проектирования исследовательских реакторных установок мирового уровня
резко сократилось по естественным причинам. Сложно сказать (во всяком случае
мне), почему не в западных странах с их научным потенциалом, а именно в
Аргентине появилась компания INVAP,
которая стала реальным лидеров в этой области. Их австралийский реактор OPAL и
строящийся RA-10 с моей
точки зрения это действительно очень хорошие проекты, на которые стоит
ориентироваться при развитии базы исследовательских реакторов. Нам стоит
перестать считать себя «самыми умными» и не стесняться учиться на чужом
положительном опыте у тех же аргентинцев, конечно, не забывая и о своем огромном
опыте эксплуатации исследовательских реакторов. В.Узиков |
[ Ответить на это ]
Re: Размышления о дизайне исследовательских реакторов (Всего: 0)
от Гость на 18/03/2024 | Атомная энергетика не имеет будущего. И дай Бог, чтобы не появились космические корабли с ядерными установками на боту. Если эти корабли придурковатые руководители государств будут разрабатывать и использовать, то боюсь, что прилетят космические контроллёры и обнудят нашу цивилизацию, оставив небольшое число диких племён в Бразилии для очередного эксперимента по выращиванию разума на Земле.
Необходимо разрабатывать и использовать технологии Шаубергера, то есть технологии пограничного слоя, которые более безопасные и не менее энергоёмкие, чем атомные. Умея управлять свойствами пограничного слоя, можно получать силы любой величины. Методов для этого мильён. Атомную энергетику тоже можно отнести у технологии управления пограничным слоем, но вокруг каждого атома в отдельности. Но для получения сил или энергии этого много, нужны технологии, которые обращаются с вещетвом и окружающей средой более нежно, но не менее эффективно. Например, можно сделать несколько вариантов колеса Бесслера. Один из вариантов - двигатель Амарисингамма, который используется в качестве гравитационного усилителя можности. Само колесо Амарисингама небольшое, но при принудительном вращении с высокой частотой появляется возможность получить мощный источник энергии. Одно дело получать выход энергии с частотой 5-10 гц, а совсем другое с частотой 25-50 кгц. С той же целью можно использовать движок Ивана Полуляха. Да и энергетические комплексы в виде связки двигателя, маховика и генератора никто не отменял. Надо вначале раскрутить маховик, создать вокруг маховика гравитационное поле (аналог электрона вокруг протона). А затем черпать энергию из этого гравитационного поля, ибо данное гравитационное поле быдет выступать в качестве эфирного стока, вокруг маховика давление Эфира будет ниже, чем на отдалённой периферии.
Но прежде, чем понять суть технологий Шаубергера, атомщики должны понят до конца, что такое нейтрон. По моим представлениям, нейтрон - это электрон, находящийся в стадии схлопытавания после исчизновения породившего электрон протона. Причем один протон может породить от 1 до 3 электронов. Нейтрон живёт 15-20 мину, при схлопывании неейтрона образуется несколько нейтрино, разлетающихся во все стороны. Частота колебаний эфира, вызванной такой неоднородностью давления эфира как неётрино выше частоты электромагнитных волн. А электромагнитная волна - это просто высокчастотные колебания любого гравитационного поля, создаваемого крупными вращающимися космическими объектами - галактиками, звездами и планетами. Звезда - это фабрика по производству протонов. Одновременно как побочные продукты получаются гелий и более сложные ядра.
Чем больше нуклонов в ядрах, тем они тяжелее для нас, но тем легче для Эфира. Такое понятие как масса для Эфира не существует. Есть только плотность. Причём плотность вещества, состоящего из эфира и нуклонов, меньше потности эфира. Поэтому любое вещество ведёт себя по отношению к эфиру как гов*о в проруби. Ни одна из звезд и даже галоктик не может самостоятельно вырваться за пределы собственного гравитационного колодца (поля).
|
[ Ответить на это ]
Re: Размышления о дизайне исследовательских реакторов (Всего: 0)
от Гость на 19/03/2024 | | в вашем кружке ты самый умный, уже почти писать без ошибок научился. осталось связать двигатель с маховиком и генератором, почти как в жигулях первой модели |
[ Ответить на это ]
Re: Размышления о дизайне исследовательских реакторов (Всего: 0)
от Гость на 21/03/2024 | Парниша, ты не в курсе, что творят некоторые умельцы. И в том числе с ротоверторами. Это, конечно, не АЭС, но на дом и квартиру хватит и на много лет.
|
[ Ответить на это ]
|
|
Re: Размышления о дизайне исследовательских реакторов (Всего: 0)
от Гость на 18/03/2024 | | Прошу прощения за неправильную ссылку на видеопрезентацию. Исправляю https://www.youtube.com/watch?v=97dcRUlXbeoВ. Узиков |
[ Ответить на это ]
[ Ответить на это ]
[ Ответить на это ]
Re: Размышления о дизайне исследовательских реакторов (Всего: 0)
от Гость на 18/03/2024 | "А старый добрый FORTRAN до сих пор жив и развивается! " Практически нет.
Когда транслятор Фортрана писался на ассемблере, то он был немного быстрее С. Сейчас трансляторы пишутся, обычно, на С++, поэтому Фортран быстрее быть не может. Если в Фортране использовать усеченный механизм поинтеров, то зачем он нужен - берите С++.
Алгол был единственным языком настоящего динамического программирования. Без всяких allocate - deallocate. Причем действительно алгоритмическим, поскольку все его определения даны на языке Бэкуса. Исчез он из-за лени физиков - он гораздо строже Фортрана. Системных операторов у него не было.
Сперва программирование развивалось двум путями - научное (Фортран, Алгол, Кобол...) и системное - ассемблер - свой для каждой ОС (даже кафедры были разные - Системного программирования и Вычислительной математики - ВМК МГУ). Потом создали более удобный язык для системного программирования С, С++, ...
К сожалению С++ стали использовать не только для системного программирования, но и для написания научных программ.
Сейчас, пожалуй, лучший язык для научных программ это Go - есть любимые сишниками поинтеры, но с ними нельзя производить арифметические операции - намного меньше вероятность попортить память. |
[ Ответить на это ]
[ Ответить на это ]
[ Ответить на это ]
Re: Размышления о дизайне исследовательских реакторов (Всего: 0)
от Гость на 19/03/2024 | | Сейчас С++ дает сравнимую с фортраном скорость счета элементарных функций, а генераторы МК лучше. Но основное преимущество состоит совсем в другом. С++ это объектно ориентированная технология, которая позволяет писать пакеты с числом строк миллион и больше с приемлемым числом ошибок (т.е. погрешностей кода, не влияющих на точность вычисления в заданных пределах). Кроме того в С++ встроены механизмы параллельных потоков вычисления, что тоже крайне полезно. Стандартная библиотека контейнеров в С++ быстра и оптимизирована. Да много чего. Фортран долго был в забросе, отстал. |
[ Ответить на это ]
Re: Размышления о дизайне исследовательских реакторов (Всего: 0)
от Гость на 19/03/2024 | | Значит, 2016 год на дворе. Заходил сюда, как-то, ученый с Канады. Который писал - что сборки он моделирует на домашнем компутаторе. В котором три практически современных видеокарты. Ну я заглянул, какие на тот момент уже мощности видеокарт. Обнаружил - что почти 2000 ядер у тех, современных. (GeForce GTX 1070 - 1920 шейдерных ядер, на которых CUDA и крутится). И еще он говорил - что его компутатор быстрее университетской суперЭВМ. Сейчас же все стало еще жЫрнее и толще. Итогом - все мощное, которое выдает пентафлопсы и экзафлопсы - все на графических ускорителях. И внутри там Си. Отака хуйня малята. |
[ Ответить на это ]
Re: Размышления о дизайне исследовательских реакторов (Всего: 0)
от Гость на 19/03/2024 | Языком .и.деть, не мешки с песком таскать, если сам не работал с GPU не учи других!
CUDA Fortran для ученых и инженеров: Рекомендации по эффективному программированию на языке CUDA Fortran
Издательство: ДМК Пресс
Жанр: Fortran
Качество: Хорошее
Страниц: 364
Формат: pdf, fb2, epub |
[ Ответить на это ]
Re: Размышления о дизайне исследовательских реакторов (Всего: 0)
от Гость на 19/03/2024 | | В основе интерфейса программирования приложений CUDA лежит язык Си с некоторыми расширениями. Для успешной трансляции кода на этом языке в состав CUDA SDK входит собственный Си-компилятор командной строки nvcc компании Nvidia. Компилятор nvcc создан на основе открытого компилятора Open64 и предназначен для трансляции host-кода (главного, управляющего кода) и device-кода (аппаратного кода) (файлов с расширением .cu) в объектные файлы, пригодные в процессе сборки конечной программы или библиотеки в любой среде программирования. А одно лишнехромосомное думает, если оно с фортрана вызовет API, у которого все внутри на Си - то все станет фортраном. |
[ Ответить на это ]
Re: Размышления о дизайне исследовательских реакторов (Всего: 0)
от Гость на 19/03/2024 | | Тебе, недоумку, самому не написавшему ни одной программы, вообще не понять, что инженеру нафиг знания об Open64 и что входит в состав CUDA SDK ! Инженеру нужен инструмент для решения своих задач, причем с помощью ему знакомого языка. А .издить про достижения NLP не понимая, что внутри и на чем реализована нейросеть тебе надо в яслях с публикацией в ж. "Мурзилка"! К сведению, сейчас самые высокооплачиваемые программисты работают на KOTLIN. |
[ Ответить на это ]
Re: Размышления о дизайне исследовательских реакторов (Всего: 0)
от Гость на 19/03/2024 | 44 istat = cudaEventCreate(startEvent)45 istat = cudaEventCreate(stopEvent)48 istat = cudaGetDeviceProperties(prop, 0)58 istat = cudaEventRecord(startEvent, 0)60 istat = cudaEventRecord(stopEvent, 0)61 istat = cudaEventSynchronize(stopEvent)63 istat = cudaEventElapsedTime(time, startEvent, stopEvent)67 istat = cudaEventRecord(startEvent, 0)69 istat = cudaEventRecord(stopEvent, 0) 70 istat = cudaEventSynchronize(stopEvent) 72 istat = cudaEventElapsedTime(time, startEvent, stopEvent)
[proatom.ru] Фортран, бля. А те, кто затевают фортранофобию, вот это вот, вот это затевают все вот это, это я их, этим людям и адресовываю - доиграетесь! [proatom.ru] |
[ Ответить на это ]
Re: Размышления о дизайне исследовательских реакторов (Всего: 0)
от Гость на 19/03/2024 | | Архитектура CUDA разработана компанией NVIDIA, для того чтобы GPU можно было применять для вычислений общего вида, не требуя от программиста знаний в области компьютерной графики. Существует несколько способов доступа к этой архитектуре, в том числе из программ на языке C/C++ - с помощью CUDA C - и на языке Fortran - с помощью компилятора CUDA Fortran, разработанного компанией The Portland Group (PGI). В этой книге рассматривается второй подход. Компилятор CUDA Fortran следует отличать от ускорителя PGI Accelerator и от интерфейса между архитектурой CUDA и OpenACC Fortran, который представляет собой подход к использованию GPU на основе директив. CUDA Fortran - это просто аналог CUDA С, только на Fortran'е. 11 страница книги CUDA Fortran для инженеров и научных работников. Отака хуйня, малята. |
[ Ответить на это ]
[ Ответить на это ]
[ Ответить на это ]
Re: Размышления о дизайне исследовательских реакторов (Всего: 0)
от Гость на 19/03/2024 | Fortran Power Staiton и на соответствующем С
В то время для сравнения не было общей платформы типа VISUAL STUDIO!Но был уже намного лучше чем Fortran Power Staiton, оптимизирующий "Lahey Fortran Professional", которым и пользовались настоящие профессионалы! |
[ Ответить на это ]
[ Ответить на это ]
Re: Размышления о дизайне исследовательских реакторов (Всего: 0)
от Гость на 21/03/2024 | Никто вас учить ядерной физике не собирается. Это вы желаете всех учить жить в вечном страхе, что ещё очередной реактор схлопнется и превратит всю еду в радиактивное гуано. Что касается лично Вас, то надо себя беречь, а то сердце раньше времени остановится или сосуд в церепе лопнет.
|
[ Ответить на это ]
Re: Размышления о дизайне исследовательских реакторов (Всего: 0)
от Гость на 21/03/2024 | *--- Хорошо бы, чтобы олигофрен, находящийся в стадии схлопытавания после перехода в стадию дебильности, перестал обучать других ядерной и нейтронной физике! --*
Молчал бы, ты, атомщик! В твоих АЭС из загруженного топлива выгорает только 5%. Затем надо это топливо выгружать с соблюдением всех мер предосторожности. И либо на очередное обогащение, либо в бочку и в глубокое подземелье на тысячи лет.
А чтобы переработать сгоревшее топливо, его опять следует прогонять через центрифуги, тратя на это энергию целой АЭС или ГЭС. Благодаря таким ак ты, засрали Волгу, построили в горах целые города для хранения адерных отходов.
Ты бы не звиздел. У вас, атомщиков, даже математика приблизительная. И чтобы не ошибиться вы и решили остановиться на некой безопасной, проверенноё опытом, концентрации урана 235. Вы ничего, по сути, не знаете, не знаетет, что такое протон, электрон, нейтрон или нейтрино. С умным видом разглагольствуете, портите экологию, чтобы вас не отлучили от государственного финансирования.
Так что не хвались своими самоварами, которые по КПД не дотягивают до солнечных панелей, у которых КПД уже до 20% подошёл. И не нужны солнечным электростанциям паровые котлы, турбины а ля Сименс, мощные генераторы. Ваши АЭС греют замечательно атомсферу и повышают влажность воздуха вокруг любой АЭС. Это всё равно, что греть многоквартирный дом костром на дворе.
Так что не надо меня обучать ядерной и нейтронной физике. Вначале научитесь сжигать ядерное топливо с КПД в 20-30 процентов, а потом можешь губу надувать.
|
[ Ответить на это ]
|
|
Re: Размышления о дизайне исследовательских реакторов (Всего: 0)
от Гость на 20/03/2024 | Дизайн ИР - это как-то не вту степь, неудачно ))
Дизайн — различные виды проектировочной деятельности, имеющей целью формирование эстетических и функциональных качеств предметной среды. В узком смысле дизайн - художественное конструирование.
или
Дизайн — деятельность
по проектированию эстетических свойств промышленных изделий
(«художественное конструирование»), а также результат этой деятельности
|
[ Ответить на это ]
Re: Размышления о дизайне исследовательских реакторов (Всего: 0)
от Гость на 20/03/2024 | | Дизайн (викисловарь)
Значение:
творческий метод, процесс и результат
художественно-технического проектирования промышленных изделий, их комплексов и
систем, ориентированного на достижение наиболее полного соответствия
создаваемых объектов и среды в целом возможностям и потребностям человека, как
утилитарным, так и эстетическим
https://ru.wiktionary.org/wiki/%D0%B4%D0%B8%D0%B7%D0%B0%D0%B9%D0%BD |
[ Ответить на это ]
[ Ответить на это ]
Re: Размышления о дизайне исследовательских реакторов (Всего: 0)
от Гость на 22/03/2024 | Раз транслятор, то это очень медленный язык.
|
[ Ответить на это ]
Re: Размышления о дизайне исследовательских реакторов (Всего: 0)
от Гость на 23/03/2024 | | Задачи разные. Транслятор для управления, компилятор для работы. |
[ Ответить на это ]
Re: Размышления о дизайне исследовательских реакторов (Всего: 0)
от Гость на 23/03/2024 | | Интерпретатор медленный. |
[ Ответить на это ]
Re: Размышления о дизайне исследовательских реакторов (Всего: 0)
от Гость на 23/03/2024 | "Компилятор, с вашего позволения...."
<Транслятор> ::= <Компилятор> | <Интерпретатор> |
[ Ответить на это ]
[ Ответить на это ]
|
|
|
