proatom.ru - сайт агентства ПРоАтом
Журналы Атомная стратегия 2022 год
  Агентство  ПРоАтом. 25 лет с атомной отраслью!              
Навигация
· Главная
· Все темы сайта
· Каталог поставщиков
· Контакты
· Наш архив
· Обратная связь
· Опросы
· Поиск по сайту
· Продукты и расценки
· Самое популярное
· Ссылки
· Форум
Журнал
Журнал Атомная стратегия
Подписка на электронную версию
Журнал Атомная стратегия
Атомные Блоги





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

Сотрудничество
Редакция приглашает региональных представителей журнала «Атомная стратегия» и сайта proatom.ru. E-mail: pr@proatom.ru Савичев Владимир.
Время и Судьбы

[11/06/2019]     Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора

Виталий Узиков, ведущий инженер-технолог АО «ГНЦ НИИАР»,  uzikov62@mail.ru

В июньском номере журнала «Nuclear Technology & Radiation Protection» [1] представлены материалы по результатам анализа универсальной системы охлаждения активной зоны исследовательских реакторов, построенной на пассивном принципе естественной конвекции теплоносителя.



Приведены трехмерная модель, технологическая и расчетная схемы реакторной установки и показаны примеры численной оценки переходных процессов при работе контура охлаждения в нормальном и аварийных режимах для обоснования возможности использования такой системы охлаждения в исследовательских реакторах малой и средней мощности.

Принципиальной особенностью предлагаемой пассивной системы является отсутствие в контуре охлаждения не только активных элементов, таких как циркуляционные насосы и запорно-регулирующая арматура, но и пассивных элементов с движущимися частями, таких как обратный клапан. Контур охлаждения включает в себя лишь сосуды, трубопроводы и теплообменник. Отсутствие элементов с механическими движущимися частями позволяет существенно уменьшить вероятность отказов оборудования и повысить надежность функционирования системы охлаждения при снижении ее стоимости. Универсальность предлагаемой системы позволяет использовать ее для широкого спектра разрабатываемых типовых реакторных установок различной мощности, предназначенных для исследований по разным направлениям научно-исследовательских и прикладных работ, связанных с ядерными технологиями.

 

1. Потребность в исследовательских реакторах

В настоящее время во всем мире работает около 240 исследовательских реакторов, еще около 360 уже было остановлено и выведено из эксплуатации. Одной из причин тенденции сокращения количества действующих в мире исследовательских ядерных реакторов (ИЯР), проявившейся в последние десятилетия, стали не только серьезные аварии на АЭС, но и связанные с инцидентами повышение требований к техническому уровню безопасности реакторных установок и квалификации персонала.

Однако в последние годы интерес к созданию новых исследовательских реакторов стал возрастать, что связано с развитием ядерных технологий и стремлением развивающихся стран иметь свои Национальные центры ядерных исследований.

Потребность в безопасных, простых и надежных исследовательских реакторах побуждает разработчиков искать оптимальные и конкурентоспособные конструкторские решения, обеспечивать широкий круг исследований по направлениям [2]:

- ядерная физика,

- физика твёрдого тела,

- радиационное материаловедение,

- нейтронно-активационный анализ вещества,

- нейтронная радиография различных изделий,

- радиационное легирование кремния,

- производство изотопов для медицинских промышленных целей и т.д.

ИР могут быть использованы как учебные установки и источники нейтронов для каналов нейтронной терапии.

Одними из важнейших систем исследовательских ядерных реакторов, влияющих на его нейтронно-физические характеристики, безопасность и стоимость, являются системы, обеспечивающие надежный отвод тепла от активной зоны как в режиме нормальной эксплуатации, так и при возможных аварийных ситуациях. С повышением требований безопасности к ядерным установкам после серьезных аварий на АЭС существенно увеличилась сложность и разветвленность как систем безопасности, так и систем нормальной эксплуатации. Это стало причиной резкого увеличения количества рассматриваемых возможных отказов элементов, приводящих к аварийным ситуациям и повышению сложности проводимого анализа для обоснования безопасности таких установок.

Создание простых, безопасных и надежных исследовательских реакторных установок с хорошими эксплуатационными характеристиками в немалой степени зависит от оптимизации систем теплоотвода. Проектирование таких установок должно проводиться с учетом всех неблагоприятных природных и техногенных факторов уязвимости (сейсмичность, отсутствие надежных систем электроснабжения и т.д.) а так же необходимо принять во внимание возможную недостаточную квалификацию персонала, обуславливающую возможные ошибки при управлении реакторными установками.

Так же важным фактором конкурентоспособности проекта является стоимость реакторной установки и эксплуатационные затраты на ее обслуживание и планово-предупредительный ремонт.

2. Соответствие предложенной концепции реакторной установки принципам проектирования перспективных исследовательских реакторов

В соответствии с международными нормами при разработке новых исследовательских реакторов необходимо ориентироваться на требования безопасности исследовательских реакторов и перечисленные ниже концептуальные положения и принципы проектирования перспективного ИР для научно-исследовательских центров [2]. Оценка соответствия требованиям предлагаемой концепции исследовательского реактора приведена ниже.

2.1 Надежность

2.1.1 Использование технических решений и оборудования, проверенных в ходе эксплуатации реакторов

Естественная циркуляция (ЕЦ) теплоносителя может использоваться в реакторных установках в качестве системы нормальной эксплуатации, как в энергетических реакторах (ВК-50), так и в исследовательских реакторах, (ИР-100), но обычно ее применяют лишь для расхолаживания активных зон после остановки реактора.

Физические основы механизма естественной циркуляции жидких и газовых сред просты и надежны. Современные расчетные коды позволяют с достаточной точностью оценивать динамические процессы развития естественной циркуляции даже в сложных контурах. Кроме того, накоплен большой опыт создания систем, использующих естественную циркуляцию, как с кипением теплоносителя, так и без него.

Использование в контуре охлаждения только оборудования с пассивным принципом функционирования без механических движущихся частей (трубопроводы, сосуды, теплообменник) обеспечивает высокую надежность всей системы [3].

2.1.2    Выбор расхода теплоносителя и перепада давления на активной зоне, обеспечивающий запас до температуры начала кипения и/или запас кризиса теплоотдачи, а также допустимое значение показателя теплотехнической надежности

Заданная регламентом динамика подъема тепловой мощности в активной зоне с учетом гидравлического сопротивления контура циркуляции позволяет надежно обеспечить требуемый запас до температуры начала кипения и/или кризиса теплоотдачи.

Устойчивость процесса циркуляции при подъемном движении теплоносителя в активной зоне обеспечивает высокую теплотехническую надежность даже при отклонениях от регламента выхода на мощность, приводящего к интенсивному кипению на оболочках твэлов. При этом происходит интенсификация циркуляции теплоносителя в контуре за счет уменьшения средней плотности теплоносителя на подъемном участке, что приводит к увеличению движущего напора EЦ, и, соответственно, увеличению расхода теплоносителя через активную зону и возвращению к нормальному теплогидравлическому режиму охлаждения активной зоны реактора, если мощность реактора не превышает предела нормальной эксплуатации. Следует отметить, что при выполнении требования к активной зоне по обеспечению естественной самозащищенности (отрицательность «пустотного» эффекта реактивности), кипение теплоносителя в активной зоне приводит к внесению отрицательной реактивности и снижению тепловой мощности.

Таким образом, заложенные в принципы функционирования исследовательской реакторной установки естественные процессы позволяют обеспечить высокие показатели теплотехнической надежности и безопасность эксплуатации.

2.2 Безопасность

2.2.1    Размещение активной зоны под большим уровнем воды

Высокий уровень воды над активной зоной в корпусе реактора обеспечивают радиационную защиту персонала при транспортно-перегрузочных операциях.

2.2.2    Обеспечение сохранения залива активной зоны водой при возникновении течи в трубопроводах

Размещение трубопровода реактора в условно герметичном вертикальном канале позволяет обеспечить повышенный уровень воды над активной зоной при аварийных ситуациях с разрывом циркуляционных трубопроводов. Этот канал дает возможность для контроля, сбора, а также частичного возврата протечек воды в первый контур охлаждения.  В [1] показано, что повышение температуры насыщения теплоносителя в активной зоне при авариях LOCA за счет увеличенного гидростатического давления создает условия для безопасного расхолаживания топливных сборок при быстрой разгерметизации любых трубопроводов первого контура во время работы реактора на мощности.

2.2.3    Отсутствие поверхностного кипения на твэлах и элементах активной зоны

Отсутствие пристеночного кипения на поверхностях твэлов и элементах активной зоны при нормальном режиме работы достигается обеспечением высокой эффективности естественной циркуляции за счет малого гидравлического сопротивления контура в целом и большой разности в гидростатическом напоре на подъёмном и опускном участках, создающей движущий напор ЕЦ. Эта разность пропорциональна высоте контура естественной циркуляции и разности средних плотностей теплоносителя на подъёмном и опускном участках. Увеличение подогрева теплоносителя в активной зоне и интенсивный теплоотвод от теплоносителя в верхней части контура циркуляции приводит к увеличению этой разности средних плотностей и интенсификации ЕЦ.

Соблюдение регламента по скорости вывода реактора на номинальный уровень мощности и ограничение по мощности позволяют выполнить требование по отсутствию пристеночного кипения на поверхностях твэлов и элементов активной зоны, если это требование имеется (например, для твэлов с алюминиевыми оболочками и матрицей). Но это требование не обязательно, если материалы оболочек твэлов выполнены, например, из стали и нормативные параметры водно-химического режима теплоносителя допускают наличие поверхностного кипения на поверхности максимально теплонапряженных твэлов, как это происходит, например, в ИР СМ-3 [5].

2.2.4    Пассивность системы безопасности

Важным фактором безопасности реактора с естественной циркуляцией является то, что все системы, обеспечивающие теплоотвод как в режиме нормальной эксплуатации, так и в аварийных режимах, являются полностью пассивными и не зависят от электроснабжения. Эта особенность является главной отличительной чертой предложенной концепции исследовательского ядерного реактора, и наряду с наличием   отрицательных обратных связей по реактивности и достаточной эффективностью рабочих органов системы управления и защиты, создает условия обеспечения максимального уровня безопасности и надежности рассматриваемых реакторов.

2.2.5    Гибкость

Универсальность системы охлаждения обеспечивает возможность реализации различных компоновок активной зоны реактора при выбранном диаметре корпуса и типовом оборудовании первого контура, рассчитанном на отвод тепла при заданной мощности.  Возможность варьирования количества и расположения вертикальных экспериментальных каналов определяется расположением отверстий на крышке реактора, и в случае перехода на принципиально новую компоновку активной зоны можно будет заменить только крышку реактора и опорную плиту под активной зоной в соответствии с новыми требованиями.

Однако количество, размеры и расположение горизонтальных каналов должно определяться заранее, еще на стадии разработки реакторной установки, так как в соответствии с их назначением и геометрией изготавливается корпус реактора и формируется пространство вокруг корпуса реактора, включающее биологическую защиту, горизонтальные каналы и технологические помещения для работы с ними.

2.2.6    Эффективность

В работе [2] в качестве показателей эффективности ИР предлагается использовать следующие критерии:

-  высокий уровень плотности потока нейтронов в экспериментальных устройствах реактора;

-      глубокое выгорание топлива в выгружаемых сборках;

-      высокое «качество реактора» по тепловым нейтронам;

-      многообразие экспериментальных объемов.

В предложенной концепции высокая эффективность ИР обуславливается следующими показателями: для рассмотренной в [1] конструкции активной зоны (аналогичной СМ-3) максимальная плотность нейтронного потока при тепловой мощности 10 МВт достигает 5×1014 см-2с-1; среднее выгорание по 235U в выгружаемых ТВС 35%, имеется большое количество экспериментальных и облучательных объемов в центральной ловушке и в бериллиевом отражателе.

 

2.3       Простота

Предельная простота контура циркуляции обеспечивают удобство обслуживания реактора и отсутствие необходимости в проведении планово-предупредительного ремонта сложного оборудования системы охлаждения реактора (насосы, запорно-регулирующая арматура, обратные клапаны и т.д.) из-за их отсутствия.

3.       Пример применения предложенной концепции пассивного охлаждения для корпусного исследовательского реактора с активной зоной ловушечного типа 3.1       Описание корпусного реактора с естественной циркуляции

Для демонстрации потенциальных параметров исследовательской реакторной установки с системой пассивного отвода тепла рассматривается корпусная установка, эскиз трехмерной модели которой приведен на Рисунке 1.

В качестве возможной конструкции активной зоны рассматривается компоновка, аналогичная активной зоне корпусного реактора ловушечного типа СМ-3 [4], расположенного в Димитровграде – Рисунок 2. Основные параметры этого реактора приведены в Таблице 1. Отличие рассматриваемой активной зоны от прототипа состоит в том, что мощность реактора снижена со 100 до 10 МВт и отсутствует гидропрофилирование ячеек с рабочими ТВС.

 

Рисунок 1    Трехмерная модель исследовательской реакторнй установки мощностью 10 МВт с отводом тепла естественной конвекцией

Рисунок 2   Активная зона реактора СМ-3

 

1 – облучательные ячейки в нейтронной ловушке; 2 - бериллиевая вставка; 3 - бериллиевые блоки отражателя; 4 - центральный компенсирующий орган; 5 – экспериментальные каналы в отражателе; 6 - регулирующий стержень; 7 - ячейки с ТВС; 8 – стержни аварийной защиты; 9 – компенсирующий орган

Таблица 1. Основные параметры рассматриваемого реактора с естественной  циркуляцией теплоносителя

Как показывают приведенные расчетные оценки, для предлагаемого корпусного реактора, использующего естественную циркуляцию в первом контуре, в центральной замедляющей полости активной зоны может быть достигнут уровень плотности потока нейтронов до 5×1014 1/(см2с) без применения циркуляционных насосов и запорно-регулирующей арматуры в контуре охлаждения. При разгерметизации циркуляционных трубопроводов или теплообменника функцию аварийного охлаждения реактора берут на себя компенсаторы давления, выполняющие одновременно функцию баков САОР с холодной водой. Схема пассивного контура охлаждения с пассивной системой водоочистки с подводящим трубопроводом к подзонному пространству приведена на Рисунке 3.

Рисунок 3   Схема пассивного контура охлаждения реактора с пассивной системой спецводоочистки и с подводящим трактом к подзонному пространству

 

Дублирование системы компенсатор объема - бак САОР обеспечивает залив активной зоны холодной водой при разгерметизации любого трубопровода первого контура. В работе [1] приведены результаты рассмотрения аварийных ситуаций с разрывом трубопроводов первого контура и показана безопасность расхолаживания активной зоны корпусного реактора при авариях LOCA, работающего на мощности 10 МВт.

3.2       Пассивный второй контур охлаждения реактора с использованием естественной конвекции теплоносителя (конечного поглотителя тепла)

Конечным поглотителем выделенного тепла рассматриваемой реакторной установки может быть либо выпаренная во втором контуре вода (в градирне, открытом резервуаре, брызгальном бассейне), либо циркулирующий атмосферный воздух. В обоих случаях система может функционировать с использованием лишь естественной конвекции конечного поглотителя через теплообменник, что существенно упрощает исследовательскую реакторную установку. Недостатком использования выпаривания воды во втором контуре является необходимость постоянного восполнения потерь, поэтому такую систему нельзя считать полностью пассивной. При тепловой мощности реактора 10 МВт подпитка второго контура водой или дистиллятом должна составлять около 10 т/ч. 

При использовании в качестве конечного поглотителя тепла атмосферного воздуха система охлаждения может работать в полностью пассивном режиме. Недостатком такого решения является относительно низкая эффективность теплопередачи от нагретого теплоносителя к воздуху, поэтому воздушные теплообменники имеют существенно большие габариты, чем аналогичные по передаваемой мощности водо-водянные теплообменники. Обычно для этих целей используются сухие градирни (драй-куллеры), оснащенные вентиляторами для циркуляции охлаждающего воздуха, однако в этом случае система охлаждения реактора так же не является полностью пассивной, так как зависит от системы электроснабжения. Представляет интерес оценка параметров воздушного теплообменника при использовании естественной конвекции не только воды в первом контуре, но воздуха во втором контуре, однако в этом случае необходимо обеспечить тягу подогретого воздуха за счет наличия вытяжной трубы.

Для оценки параметров воздушного теплообменника проведено моделирование подогрева воздуха при его похождении через зазоры между металлическими радиаторными пластинами из нержавеющей стали толщиной 1 мм, шириной 125мм и длиной 1100 мм. Расстояние между радиаторными пластинами с отверстиями под трубки с теплоносителем составляет 5 мм, а размер самих трубок - 10 × 0,8 мм. Пластины расположены под углом 45° вплотную друг к другу и образуют зигзагообразную структуру, через которую в вертикальном направлении проходит нагреваемый воздух (Рисунок 4). Основные параметры воздушного теплообменника для принятых параметров реакторной установки показаны в таблице 2. Циркулирующая в трубках вода первого контура передает тепло радиаторным пластинам и охлаждается со 124°С до 100°С Температурное поле в трубках и пластинах теплообменника рассчитывалось в Solid Works / Flow Simulation и приведено на рисунке 4. На рисунках 5–7 показано распределение температуры, скорости и давления воздуха при его прохождении через воздушный теплообменник.

Рисунок 4 Установка воздушного теплообменника в основании вытяжной трубы (а), фрагмент сечения воздушного пластинчатого теплообменника (б) и распределение температуры по радиаторной пластине (с)   

Таблица 2 Основные параметры воздушного теплообменника    

Рисунок 5. Распределение температуры воздуха при прохождении через воздушный теплообменник

Рисунок 6.   Распределение скорости воздуха, проходящего через воздушный теплообменник

 

Рисунок 7.   Распределение давления воздуха, проходящего через воздушный теплообменник (с учетом гидростатического напора)

Расчетный анализ с использованием SolidWorks / FlowSimulation показал, что для обеспечения отвода тепла конвекцией воздуха от водяного теплоносителя исследовательского реактора мощностью 10 МВт достаточно иметь воздушный теплообменник с параметрами, перечисленными выше, и вытяжную трубу высотой 44 м, диаметром от 7 м в основании до 5 м в верхней части (рис. 8, а). Такая вытяжная труба совместно с воздушным теплообменником при температуре окружающего воздуха 20 °С обеспечивает подогрев воздуха на 63 ° С (Рис. 8, г), тягу около 80 Па (рис. 8, б) и скорость циркуляции нагретого воздуха в трубе около 10 м∙с-1 (рис. 8, в). Массовый расход охлаждающего воздуха в трубе составляет 564 т∙ч-1.

Рисунок 8. Система охлаждения теплоносителя первого контура реактора с использованием естественной конвекции воздуха

Таким образом, при создании систем естественной циркуляции теплоносителя первого контура и естественной конвекции охлаждающего теплообменник воздуха можно построить универсальную и полностью пассивную систему отвода тепла от активной зоны исследовательских реакторов, работающих при относительно высокой тепловой мощности.

 

3.3       Возможность создания универсального контура охлаждения для ядерных исследовательских установок

Ориентированность системы охлаждения реакторной установки на отвод тепла заданной мощности позволяет её использовать в качестве универсальной системы для реакторных установок различного назначения с идентичной тепловой мощностью. Активная зона реактора формируется исходя из поставленных задач и может легко трансформироваться при изменении направлений научно-технической деятельности на реакторной установке.

При использовании конструкции реактора с разделителем потока в корпусе (несущей обечайкой), в нижней части которого плотно устанавливается съёмная опорная плита, рассчитанная на фиксированную установку конструктивных элементов активной зоны и отражателя,  можно легко и кардинально менять вид активной зоны, тип ТВС, облучательные объемы и органы регулирования, если одновременно заменить крышку на корпусе реактора с установленными не ней устройствами и оборудованием под новую активную зону (Рисунок 9).

Описываемая система теплоотвода применима не только для водяных и тяжеловодных реакторов, но и для жидкометаллических исследовательских реакторных установок, в первую очередь, натриевых реакторов, для которых исключение возможности контакта с водой и высокий перепад температуры натрий-воздух в воздушном теплообменнике благоприятно скажется на размерах и эффективности этого теплообменника.

Рисунок 9.   Схема пассивного контура охлаждения со сменяемыми крышкой реактора и опорной плитой активной зоны



4.     Проведение перегрузочных работ на реакторе

Проведение перегрузочных работ с частичной заменой выгоревших ОТВС на реакторе производится 2-3 раза в год как с разгерметизацией первого контура, так и без нее. Так как в корпусе реактора имеются ячейки со свежими ТВС, частичная замена ОТВС при перегрузке активной зоны может производиться с использованием перегрузочной машины или вручную, применяя видеокамеры для контроля процесса. Если же «свежих» ТВС в ячейках хранения в корпусе реактора больше нет, то необходимо произвести замену ТВС со снятием крышки реактора. Для этого необходимо снизить уровень теплоносителя в контуре с дренированием его в монжус, где он временно хранится на время перегрузочных работ. После понижения уровня теплоносителя в первом контуре ниже крышки и снятия этой крышки, производится перегрузка ТВС и облучательных устройств. Эти работы могут проводиться через 2…7 суток после остановки реактора, когда остаточное энерговыделение в активной зоне снизится до уровня 20…40 кВт и конвективный теплоотвод от корпуса реактора и теплоотвод испарением с открытой поверхности воды будут достаточны для того, чтобы отказаться от специального контура расхолаживания.

 

5.      Результаты рассмотрения аварийных ситуаций, связанных  с нарушениями работы систем охлаждения ИЯР

По результатам представленного в [1] расчетного анализа развития возможных аварийных ситуаций, связанных с нарушениями работы контура охлаждения ИР с естественной циркуляций, можно сделать вывод о том, что несмотря на минимальное количество и простоту используемого оборудования, обеспечивается высокая степень надежности расхолаживания активной зоны при разгерметизации.

 

Заключение

·        Представлена ​​концептуальная трехмерная модель реакторной установки и  технологическая схема систем теплоотвода на основе естественной циркуляции. Обоснованы преимущества создания простой и надежной пассивной системы охлаждения активной зоны исследовательского реактора, построенной по принципу естественной конвекции теплоносителя.

·        С использованием трехмерного моделирования произведен расчет основных параметров оборудования контура воздушного охлаждения с естественной конвекцией воздуха, воздушного теплообменника и вытяжной трубы. Представлены результаты теплогидравлического расчета передачи тепла от охлаждающей воды реактора до конечного получателя - атмосферного воздуха.

·        Приведенные в [1] результаты расчетов по модели в RELAP5 показали эффективность системы охлаждения с использованием естественной циркуляции и достижимость высокого уровня тепловой мощности реактора (10 МВт), который соответствует максимальной плотности нейтронного потока в центральной замедляющей полости 5 × 1014 см-2с-1.

·        Приведенные в [1] результаты расчетов по модели в RELAP5 аварийных ситуаций с разрывами трубопроводов LOCA показывают, что  обеспечивается безопасный теплоотвод от активной зоны и не происходит потери герметичности оболочек тепловыделяющих элементов.

·        Описываемая система теплоотвода применима не только для водяных и тяжеловодных реакторов, но и для жидкометаллических реакторных установок, в первую очередь, натриевых реакторов, для которых исключение возможности контакта с водой и высокий перепад температуры натрий-воздух в воздушном теплообменнике благоприятно скажется на размерах и эффективности этого теплообменника.

·        Представленный в [1] расчетный анализ показывает, что можно создать надежно функционирующую и полностью пассивную систему для отвода тепла от активной зоны исследовательского реактора, которая может использоваться в качестве универсальной системы охлаждения для широкого спектра реакторных установок различного назначения.

 

Список источников

1.  Vitaly Uzikov, Irina Uzikova, “Universal system of passive heat removal from the core of a research reactor”, Nuclear Technology and Radiation Protection., Vol. XXXV, No. 2, June 2019 

2.  Р.П. Куатбеков, В.А. Лукичёв, С.В. Осипович, С.А. Соколов, И.Т. Третьяков, В.И. Трушкин / Иccледовательский реактор для центров ядерных исследований, XIII Российское совещание «Безопасность исследовательских ядерных установок»: тезисы докладов. Димитровград, 23-27 мая 2011 г. - Димитровград: ОАО «ГНЦ НИИАР», 2011. - 62 с. https: //refdb.ru/download/1318279.html

3.  Safety in the Utilization and modification of research reactors. Safety series. IAEA, 1994, № 35-G2

4.  Опыт эксплуатации высокопоточного исследовательского реактора СМ / А.И. Звир, М.Н., Святкин, А.Л. Петелин // Материалы 11-го ежегодного российского совещания «Безопасность исследовательских ядерных установок»: сб. докл. - Димитровград: ГНЦ НИИАР, 2009. - с. 38-44.

5.  Чертков Юрий Борисович. Обоснование энергетических и теплофизических характеристик реактора СМ при модернизации активной зоны: диссертация ... кандидата физико-математических наук: 01.04.14 / Чертков Юрий Борисович; [Место защиты: Том. политехн. ун-т].- Томск, 2009.- 145 с.: ил. РГБ ОД, 61 09-1/531

 

 
Связанные ссылки
· Больше про Атомная наука
· Новость от Proatom


Самая читаемая статья: Атомная наука:
Сомнений не осталось, LENR существует

Рейтинг статьи
Средняя оценка работы автора: 1.94
Ответов: 51


Проголосуйте, пожалуйста, за работу автора:

Отлично
Очень хорошо
Хорошо
Нормально
Плохо

опции

 Напечатать текущую страницу Напечатать текущую страницу

"Авторизация" | Создать Акаунт | 72 Комментарии | Поиск в дискуссии
Спасибо за проявленный интерес

Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 11/06/2019
В схеме ЕЦ (рис.3) потребуется постоянный контроль коррозии трубок радиаторов в сухой градирне. Иначе прямой путь нуклидам из АЗ в ОС. Рассчитывалась ли вероятность такого поступления?


[ Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 11/06/2019
Водно-химический режим, конечно же, должен постоянно контролироваться, как и на любой реакторной установке. Трубки сухой градирни выполнятся из обычной для водяных реакторов нержавеющей стали (например, 12Х18н10Т), скорость коррозии которой с дистиллятом (теплоносителем) хорошо изучена, поэтому вполне обосновано можно прогнозировать многолетний ресурс работы такого теплообменника.  Конечно же глупо отрицать возможность разгерметизацию трубок теплообменника в местах сварки и частичный выход теплоносителя в помещение, что повлечет некоторый выход активности в окружающую среду, но тут нужно оценивать риск такой ситуации и минимизировать его конструкцией теплообменника, а также оценить возможную величину выхода активности с допустимыми нормативными значениями. Повышение показаний дозиметрических приборов в вытяжной трубе должно быть заведено в аварийную защиту, что должно повлечь быстрый останов реактора и слив теплоносителя из теплообменника в монжус до устранения дефектов на теплообменнике. Если нет разгерметизации твэлов, то незначительный выход водного теплоносителя в окружающую среду не влечет за собой серьезных последствий для населения. Вероятность разгерметизации теплообменных трубок из-за коррозии ничтожно мала (ввиду хорошей прогнозируемости скорости коррозии), а вероятность разрыва трубок определяется правильным выбором конструкции сухого теплообменника и контролем за качеством работ по его изготовлению и монтажу. С уважением, В.Узиков


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 11/06/2019
Вероятность разгерметизации теплообменных трубок будет очень сильно зависеть еще и от технологии изготовления радиаторов и используемых материалов (при условии еще, что они не будут заменены на другие или просто несертифицированные). Скорость коррозии, конечно, можно прогнозировать, но реально в такой конструкции необходима технология инспекции теплообменников.


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 11/06/2019
Вероятность разгерметизации теплообменных трубок будет очень сильно зависеть еще и от технологии изготовления радиаторов и используемых материалов (при условии еще, что они не будут заменены на другие или просто несертифицированные). Скорость коррозии, конечно, можно прогнозировать, но реально в такой конструкции необходима технология инспекции теплообменников.

=====

В этом я с Вами полнностью согласен.  В.Узиков


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 11/06/2019
 И в дополнение…. Для выхода опасных радионуклидов из твэлов в окружающую среду необходимо в результате аварийной ситуации разрушить первый барьер (в рассматриваемом случае - топливная матрица из бериллиевой бронзы) и второй барьер (оболочка твэлов) безопасности. Так как течь в теплообменнике не приводит к ухудшению теплоотвода от твэлов в активной зоне, разрушение первых барьеров безопасности исключено. Именно поэтому выход относительно низкоактивного теплоносителя в окружающую среду не представляет угрозы для населения.   С уважением, В.Узиков


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 11/06/2019
Получается Мегасайнс установка, это надо к Ковальчуку, в КИ


[ Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 12/06/2019
1.Из таблицы не ясно, какое давление на выходе из активной зоны.Было бы неплохо иметь давление на входе в АЗ.2.При разрыве холодного трубопровода будет опрокидывание циркуляции теплоносителя через активную зону. Что будет в самых напряженных кассетах. Как вообще рассчитывалось распределение расходов по поперечному сечению реактора, какое различие в расходах по кассетам активной зоны в нормальных и аварийных условиях.3.Разрыв в теплообменнике и вся радиация из контура идет в трубу.


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 12/06/2019
Стоит ли овчинка выделки с этой естественной циркуляцией, если конструктивно закладывается режим работы сифонящего реактора?! Не зря в статье упоминается о применении естественной циркуляции обычно при расхолаживании РУ.


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 12/06/2019
Стоит ли овчинка выделки с этой естественной циркуляцией, если конструктивно закладывается режим работы сифонящего реактора?! Не зря в статье упоминается о применении естественной циркуляции обычно при расхолаживании РУ.

===


Не знаю такой терминологии, как «сифонящий реактор». Если имеется ввиду «эффект сифона» при разрыве «холодного» трубопровода, который в определенных случаях создает опасность осушения активной зоны (например, в реакторе СМ, где для исключения этого эффекта выполнены «антисифонные» отверстия в обечайке разделителя потока), то в данном случае наличие герметичных проходок для трубопроводов исключают этот эффект в принципе, что показано в [1] при анализе аварийных ситуаций. Вопрос непонятен, поэтому ответа нет.  В.Узиков


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 12/06/2019
1.Из таблицы не ясно, какое давление на выходе из активной зоны. Было бы неплохо иметь давление на входе в АЗ.2.При разрыве холодного трубопровода будет опрокидывание циркуляции теплоносителя через активную зону. Что будет в самых напряженных кассетах. Как вообще рассчитывалось распределение расходов по поперечному сечению реактора, какое различие в расходах по кассетам активной зоны в нормальных и аварийных условиях.3.Разрыв в теплообменнике и вся радиация из контура идет в трубу.
===   1.       В Таблице 3 указано давление на выходе из активной зоны – 3 МПа. При скорости теплоносителя в межтвэльном пространстве ТВС типа СМ при выбранных параметрах 1,25 м/с перепад давления на активной зоне составит ~ 10 кПа. Давление теплоносителя в контуре может и 4, и 5 МПа – от этого зависит интенсивность поверхностного кипения во впадинах максимально теплонапряженных крестообразных твэлов,  но это практически не влияет на параметры циркуляции и температуру в первом контуре. Максимальная плотность теплового потока на максимально теплонапряженном твэле ~1 МВт/м2, критический поток при этом ~9 МВт/м2, т.е. коэффициент запаса до кризиса теплоотдачи при приведенных параметрах (P=3 МПа) около 9. 2.       Графики изменения теплогидравлических параметров, в том числе при разрыве холодного трубопровода (LOCA), при котором происходит опрокидывание циркуляции в активной зоне, приведены в статье. Анализ показал, что при данной аварии происходит кратковременное повышение максимальной температуры топлива с 240 до 350°С, а затем, после срабатывания АЗ, температура резко снижается, в дальнейшем повышаясь до стационарного значения на уровне температуры насыщения теплоносителя в активной зоне. 3.       В самых теплонапряженных кассетах при выходе на стационар через несколько часов устанавливается кипение и межкассетная циркуляция, но опасности кризиса нет, так максимальная плотность теплового потока снижается до 8..5 кВт / м2. 4.       В статье указано, что в отличие от реактора СМ-3 ячейки активной зоны с рабочими ТВС не профилируются по расходу теплоносителя, т.е. во всех ТВС примерно одинаковый расход. В аварийных ситуациях со строп-расходом в активной зоне интенсивность кипения в центральных ячейках выше чем в периферийных, что обуславливает межкассетную циркуляцию    5.       Еще раз повторю, что анализ в [1] показал, что барьеры безопасности (матрица и оболочка твэлов) не нарушаются, поэтому выход продуктов деления в трубу невозможен, а частичный вынос относительно слабоактивного теплоносителя в окружающую среду не представляет угрозы населению (нет превышения по предельно допустимым выбросам).С увС уважением  В.Узиков


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 12/06/2019
"критический поток при этом ~9 МВт/м2, т.е. коэффициент запаса до кризиса теплоотдачи при приведенных параметрах (P=3 МПа) около 9. 2" - откуда этот критический тепловой поток и этот запас до кризиса?"всех ТВС примерно одинаковый расход" - даже если все ТВС будут с одной и той же мощностью расходы быть одинаковыми не могут, а в данном случае энерговыделения разные (кстати, как они различаются), как определялся расход в ячейке с максимально загруженным твэл, и, кроме того, как определялся расход через бериллиевые блоки. Данных по геометрии открытых нигде нет.  Даже прикинуть для проверки нет возможности. 


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 12/06/2019
после срабатывания АЗ - и какие сигналы на срабатывание АЗ? Следует заметить, что при проведении анализов безопасности предполагают отказ срабатывания АЗ по первому сигналу.


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 12/06/2019
Приведены трехмерная модель, технологическая и расчетная схемы реакторной установки- что это означает, использовалась трехмерная расчетная схема для всей установки, или как? 


[ Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 12/06/2019
 
  •  "критический поток при этом ~9 МВт/м2, т.е. коэффициент запаса до кризиса теплоотдачи при приведенных параметрах (P=3 МПа) около 9. 2" - откуда этот критический тепловой поток и этот запас до кризиса?"всех ТВС примерно одинаковый расход" - даже если все ТВС будут с одной и той же мощностью расходы быть одинаковыми не могут, а в данном случае энерговыделения разные (кстати, как они различаются), как определялся расход в ячейке с максимально загруженным твэл, и, кроме того, как определялся расход через бериллиевые блоки. Данных по геометрии открытых нигде нет.  Даже прикинуть для проверки нет возможности.
  • после срабатывания АЗ - и какие сигналы на срабатывание АЗ? Следует заметить, что при проведении анализов безопасности предполагают отказ срабатывания АЗ по первому сигналу.
  • Приведены трехмерная модель, технологическая и расчетная схемы реакторной установки- что это означает, использовалась трехмерная расчетная схема для всей установки, или как?

====


   
  •  Этот материал начинается совами «В июньском номере журнала «Nuclear Technology & Radiation Protection» [1]…» где есть многие ответы.
  • Четко указано, что для определенности рассматривается анализ с аналогом активной зоны СМ-3, поэтому коэффициенты неравномерности по активной зоне и прочие параметры можно найти в открытых источников. 
  • Критический тепловой поток «около 9», а не 9.2 – (двойка это нумерация ответа на второй вопрос) - эьл расчетное значения из анализа по RELAP
  • «Примерно одинаковый расход» означает то, что коэффициент неравномерности между ТВС около даойки и существенно различный подогрев в этих ТВС не влечет значительного различия в расходах между ними, так как движущий напор через эти ТВС определяется различием в средних плотностях теплоносителя опускного и подъемного участках и высотой общего контура ЕЦ, а не различием плотности теплоносителя в ТВС на уровне активной зоны, которое влияет лостаточно слабо.   
  • Все остальные вопросы по активной зоне снимаются замечанием, что при анализе аварийных ситуаций (коэффициенты неравномерности внутри ТВС, геометрические параметры отражателя и каналов в нем и т.д.) соответствуют, тем, которые используются для анализа аварийных ситуаций в модели кода RELAP для реактора СМ-3 в НИИАР.
  • По наложению отказов на срабатывание АЗ применялись стандартные подходы, прописанные в нормативных документах для рассмотрения анализа аварийных ситуаций.
  • В словосочетании «трехмерная модель» отсутствует слово расчетная, так для анализа аварийных ситуаций применялся контурный код RELAP5/Mod3.2. "Трехмерная модель" следует понимать как 3D геометрию.
  • Если проявился такой интерес к проведенному расчетному анализу, предлагаю купить номер журнала, на который идет начальная ссылка, и искать ответы на свои вопросы там (графики изменения параметров во времени и т.д.), так невозможно в комментариях дать корректное описание динамических процессов при рассмотрении аварийных ситуаций LOCA.
 


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 12/06/2019
Критический тепловой поток «около 9» или 9.2 не имеет никакого значения. Речь идет о самой величине, которая слишком большая. В RELAP нет зависимостей для расчета критического теплового потока и коэффициентов теплоотдачи для тех твэлов, которые используются в вашем реакторе. Эксперименты показывают (ищите в открытых источниках, по вашему совету), что вне зоны действия  корреляций разница может быть в несколько раз (в сторону уменьшения)."поэтому коэффициенты неравномерности по активной зоне и прочие параметры можно найти в открытых источников"- укажите хоть один источник, где можно найти метод вычисления этих коэффициентов и сами их значения. "По наложению отказов на срабатывание АЗ применялись стандартные подходы, прописанные в нормативных документах для рассмотрения анализа аварийных ситуаций. " - укажите их, при каких параметрах срабатывает АЗ в ваших расчетах. Что указано в нормативных документах, например, для ВВЭР-1000 - известно(там около 20 параметров и при расчете надо учесть, что по первому сигналу АЗ не сработает), а что использовалось в ваших расчетах, где эти нормативные параметр?"В словосочетании «трехмерная модель» отсутствует слово расчетная, так для анализа аварийных ситуаций применялся контурный код RELAP5/Mod3.2. "Трехмерная модель" следует понимать как 3D геометрию." - как эта трехмерность учитывалась при расчете? Каким образом рассчитывалось распределение расходов на входе в каждый канал активной зоны, как учитывался массообмен при моделировании подзонного пространства."Если проявился такой интерес к проведенному расчетному анализу, предлагаю купить номер журнала" - вы выложили здесь материал для какой цели, чтобы журнал покупали? Проще выложить статью и отпадут все вопросы(а может, наоборот, появится больше), в чем проблема? Меня не интересуют графики по расчетам, меня интересует исходные предпосылки. Вопросы по статье кому направлять?


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 12/06/2019
 
  •  Критический тепловой поток «около 9» или 9.2 не имеет никакого значения. Речь идет о самой величине, которая слишком большая. В RELAP нет зависимостей для расчета критического теплового потока и коэффициентов теплоотдачи для тех твэлов, которые используются в вашем реакторе. Эксперименты показывают (ищите в открытых источниках, по вашему совету), что вне зоны действия  корреляций разница может быть в несколько раз (в сторону уменьшения).
  • "поэтому коэффициенты неравномерности по активной зоне и прочие параметры можно найти в открытых источников"- укажите хоть один источник, где можно найти метод вычисления этих коэффициентов и сами их значения.
  • "По наложению отказов на срабатывание АЗ применялись стандартные подходы, прописанные в нормативных документах для рассмотрения анализа аварийных ситуаций. " - укажите их, при каких параметрах срабатывает АЗ в ваших расчетах. Что указано в нормативных документах, например, для ВВЭР-1000 - известно(там около 20 параметров и при расчете надо учесть, что по первому сигналу АЗ не сработает), а что использовалось в ваших расчетах, где эти нормативные параметр?"
  • В словосочетании «трехмерная модель» отсутствует слово расчетная, так для анализа аварийных ситуаций применялся контурный код RELAP5/Mod3.2. "Трехмерная модель" следует понимать как 3D геометрию." - как эта трехмерность учитывалась при расчете?
  •  Каким образом рассчитывалось распределение расходов на входе в каждый канал активной зоны, как учитывался массообмен при моделировании подзонного пространства.
  • "Если проявился такой интерес к проведенному расчетному анализу, предлагаю купить номер журнала" - вы выложили здесь материал для какой цели, чтобы журнал покупали? Проще выложить статью и отпадут все вопросы(а может, наоборот, появится больше), в чем проблема?
  • Меня не интересуют графики по расчетам, меня интересует исходные предпосылки. Вопросы по статье кому направлять?
   
====

   
  • Никто и не говорит о точности корреляции по критическому потоку, заложенной в RELAP. применительно к крестообразным твэлам, но даже с учетом возможной огромной погрешности этой корреляции считать, что реальный критический поток при эквивалентном гидравлическом диаметре будет меньше расчетного, например, в 5 раз (что тоже, кстати, приемлемо для рассматриваемого случая с точки зрения теплотехнической надежности) достаточно странно. При проведении расчетных оценок не было задачи определить точное значение запаса до кризиса, а было вполне достаточно убедиться, что он очень большой.   
  •  
  • Разве сложно набрать в поисковике например, «коэффициенты неравномерности по активной зоне, реактор см-3» и легко получить ссылку, например,   http://niiar.ru/sm_characteristics [niiar.ru] ?

  • Посмотрите «Правила ядерной безопасности исследовательских реакторов. НП-009-17», п.68. «Если количество каналов A3 по какому-либо параметру более двух, то допускается срабатывание A3 при условии одновременного наличия сигналов от любых двух каналов A3 по этому параметру.». В рассматриваемом случае могут быть задействованы 4 канала по расходу теплоносителя, срабатывание аварийной защиты по схеме 2 аварийных сигнала из 4-х. Очевидно, что в рассматриваемых авариях LOCA быстрее всего срабатывали аварийные сигналы по расходу теплоносителя (превышение на 10% номинального расхода – предупредительный сигнал, 20% - аварийный)
  • Выше уже неоднократно указывался расчетный код, с использованием которого проводился расчетный анализ - RELAP5/Mad3.2. Специалисту было бы все понятно по поводу его «трёхмерности» (хотя в этом коде есть расчетные модели ВВЭР и РБМК

  • Вы задаете конкретные воп

    Прочитать остальные комментарии...


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 13/06/2019
"Трехмерная модель" следует понимать как 3D геометрию." - как эта трехмерность учитывалась при расчете?
===== 
В дополнение о методах расчета... Второй (воздушный) контур охлаждения реакторной установки (теплообменник с вентиляционной трубой) рассчитывался по трехмерному коду SolidWorks/FlowSimulation, что вполне очевидно по приведенным в статье рисункам.  В.Узиков 


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 13/06/2019
" RELAP5/Mad3.2. Специалисту было бы все понятно по поводу его «трёхмерности» (хотя в этом коде есть расчетные модели ВВЭР и РБМК"-в программе RELAP5/Mоd3.2 нет расчетных моделей ВВЭР и РБМК, модели создает пользователь, это не ТЕЧЬ или Динамика. 


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 13/06/2019
 …в программе RELAP5/Mоd3.2 нет расчетных моделей ВВЭР и РБМК, модели создает пользователь, это не ТЕЧЬ или Динамика.
====
Даже не буду комментировать столь «блестяще» возражение на то, что в коде RELAP5/Mоd3.2 были разработаны расчётные модели ВВЭР (например, http://www.tes.eu/ru/produkt--5.html [www.tes.eu]) и РБМК (например, https://www.dissercat.com/content/analiz-razvitiya-i-osobennosti-upravleniya-zaproektnymi-avariyami-reaktora-rbmk-1000-s-dlite )  - именно это и только это поймет из моего предидущего комментария любой нормальный человек.   И спасибо за яркий пример демагогии, характеризующий Ваш уровень, как «специалиста» и способ вести дискуссию на профессиональные темы. Хотя, о чем это я – любой уважающий себя специалист прежде всего представляется, если идет разговор на профессиональном уровне (не просто так все участники научных конференций носят на груди бейджики со своим именем и названием представляемой организации!). А Вы обычный трусливый аноним, со стилем пустопорожней болтовни господина Никифорова, который хотя и не знает, как правильно обозначаются размеры трубопроводов на технологических схемах, но все время пытался (и пытается сейчас???) представить себя великим специалистом по компьютерному моделированию реакторных установок. Отличительной чертой такого типа людей является «надувание щек» псевдопрофессиональными «вопросами» и высказываниями, за которыми нет ничего, кроме пустоты и невежества. Сохранение и в дальнейшем Вашей анонимности будет полным подтверждением всего вышесказанного. Ставьте и дальше «единички» публикации и тихо радуйтесь – это Ваш уровень и на большее Вы все равно не способны.  Уже без уважения, В.Узиков


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 13/06/2019
Писать надо на нормальном русском языке. Не "в программе", а "для программы" созданы модели в этом случае.  Модель - это набор, обычно, исходных данных для программы, а есть программы, ориентированные на определенные установки, как, например, Течь и Динамика. Я вам никаких единиц не ставил, поставил только один раз "тройку", полагаю, что этого достаточно. Работа вами  выполнена для себя, поэтому возникает много вопросов. Никифорова не знаю.


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 13/06/2019
"Очевидно, что в рассматриваемых авариях LOCA быстрее всего срабатывали аварийные сигналы по расходу теплоносителя (превышение на 10% номинального расхода – предупредительный сигнал, 20% - аварийный)"- где датчики для сигнала АЗ по расходу. Учитывается знак расхода или нет. А что, других датчиков кроме расхода нет? А по снижению расхода нет сигналов?


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 13/06/2019
Что по поводу изменения давления в проходке для труб при LOCA? 


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 13/06/2019
Что по поводу изменения давления в проходке для труб при LOCA? 

===

Проходки для труб открыты в вархней части (как и указано на схеме) и давление в них во время аварии LOCA остается на уровне атмосферного. В.Узиков


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 13/06/2019
"Проходки для труб открыты в вархней части (как и указано на схеме) и давление в них во время аварии LOCA остается на уровне атмосферного" -это наверное шутка "Проходки для труб открыты в верхней части ", если это правда, то никакой надзор и никогда не пропустит это изобретение.


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 13/06/2019
"Проходки для труб открыты в вархней части (как и указано на схеме) и давление в них во время аварии LOCA остается на уровне атмосферного" -это наверное шутка "Проходки для труб открыты в верхней части ", если это правда, то никакой надзор и никогда не пропустит это изобретение.

====

Интересно было бы узнать фамилию "специалиста", определяюшего, что пропустит, а что не пропустит надзор...   Неужели опять господин Никонов перевозбудился? Или на проатоме еще один такой же деятель завелся?  Который "неНиконов"?.... ;-)))  В.Узиков


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 15/06/2019
"специалиста", определяюшего, что пропустит, а что не пропустит надзор" - официальный эксперт Росатома, в экспертизе фамилии не пишут.


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 15/06/2019
"специалиста", определяюшего, что пропустит, а что не пропустит надзор" - официальный эксперт Росатома, в экспертизе фамилии не пишут.
=====
Замечательно! Легко проверить квалификацию такого «официального эксперта» и без обнародования его фамилии. При подобных безапелляционных утверждениях такой «эксперт» легко и быстро должен назвать нормативный документ и пункт в этом документе для исследовательских ядерных реакторов, требующий полной герметичности трубных коридоров и боксов, в которых находятся трубопроводы и оборудование первого контура, приводящей к невозможности сохранения давления в этих помещениях на уровне атмосферного при авариях LOCA.  Отсутствие соответствующей ссылки на нормативный документ легко продемонстрирует пустопорожность такого «официального эксперта».     В.Узиков


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 15/06/2019
"требующий полной герметичности трубных коридоров и боксов, в которых находятся трубопроводы и оборудование первого контура" - где вы увидели это требование? Дело в том, что у вас при любой аварии идет по вашей схеме выброс в окружающую среду, ваши КД стоят на открытом воздухе и их предохранительные клапаны все сбрасывают также в окружающую среду. Вы, видимо, сильно возбудились, вопросов не понимаете.


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 15/06/2019
"требующий полной герметичности трубных коридоров и боксов, в которых находятся трубопроводы и оборудование первого контура" - где вы увидели это требование? Дело в том, что у вас при любой аварии идет по вашей схеме выброс в окружающую среду, ваши КД стоят на открытом воздухе и их предохранительные клапаны все сбрасывают также в окружающую среду. Вы, видимо, сильно возбудились, вопросов не понимаете.
====

  Насчет опасности выбросов в окружающую среду было уже несколько комментариев, но вы, видимо, понятия не имеете, что при анализе аварийных ситуаций и обосновании безопасности реакторной установки рассматриваются не выбросы «вообще», а идет сравнение расчетных выбросов с предельно допустимыми выбросами. При сохранении первого и второго барьера безопасности (оболочка и матрица) и нарушения герметичности третьего барьера (первый контур) выбросы в окружающую среду много меньше допустимых значений при аварии. Но очевидно, что есть публика, анонимно величающая себя в комментариях  «экспертами», которые почему то даже не слышали об этом. В.Узиков


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 13/06/2019
 …где датчики для сигнала АЗ по расходу. Учитывается знак расхода или нет. А что, других датчиков кроме расхода нет? А по снижению расхода нет сигналов?
===
   
  • - похоже, что «специалисту», задающему подобный вопрос, неизвестно, что это азбука, когда предупредительные и аварийные уставки от показаний датчиков расхода в первом контуре реактора ВСЕГДА ставятся как по превышению, так и по понижению расхода и это не требует специальных пояснений (разве что для таких «специалистов», как задавший этот вопрос).
  • - этому «специалисту» вероятно очень трудно понять, что упоминание датчиков расхода, по которым при рассмотрении аварийных ситуаций первой сработала аварийная защита совсем не означает отсутствия других технологических датчиков с аварийными уставами (может быть уже на этом «продвинутом» этапе этому «специалисту» нужно перечислить все технологические датчики с указанием производителя и выставленных предупредительных и аварийных уставок???)
  • - хорошо бы, чтобы этому «специалисту» кто-то разъяснил, что такое этапы проектирования и какие данные можно требовать даже не на стадии эскизного проекта, а на стадии технического предложения. Вероятно, он сам не в состоянии ознакомиться с таким документом, как «ГОСТ 2.103-68, ЕСКД, СТАДИИ РАЗРАБОТКИ».
     В.Узиков


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 13/06/2019
"уставки от показаний датчиков расхода в первом контуре реактора ВСЕГДА ставятся как по превышению, так и по понижению расхода" - у вас сказано, что вы использовали сигналы по превышению расхода. Я спросил, где стоят датчики расхода,- ответа пока не получил.


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 14/06/2019
"уставки от показаний датчиков расхода в первом контуре реактора ВСЕГДА ставятся как по превышению, так и по понижению расхода" - у вас сказано, что вы использовали сигналы по превышению расхода. Я спросил, где стоят датчики расхода,- ответа пока не получил.


===

В расчетной модели они установлены на входном патрубке реактора. И что это меняет в анализе аварийных ситуаций? Вопрос ради вопроса? В.Узиков


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 13/06/2019
Вопрос был:"Каким образом рассчитывалось распределение расходов на входе в каждый канал активной зоны, как учитывался массообмен при моделировании подзонного пространства" - т.е. речь идет о гидравлической неравномерности, о неравномерности расходов на входе в кассеты, а в указанной ссылке   http://niiar.ru/sm_characteristics [niiar.ru]  речь идет о неравномерности по энерговыделениям, а это совершенно разные вещи.


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 13/06/2019
Вопрос был:"Каким образом рассчитывалось распределение расходов на входе в каждый канал активной зоны, как учитывался массообмен при моделировании подзонного пространства" - т.е. речь идет о гидравлической неравномерности, о неравномерности расходов на входе в кассеты, а в указанной ссылке   http://niiar.ru/sm_characteristics [niiar.ru]  речь идет о неравномерности по энерговыделениям, а это совершенно разные вещи.
======   Если бы Вы, Аноним, понимали, что такое «гидропрофилирование ячеек активной зоны», в которые устанавливаются ТВС, то, возможно, поняли бы смысл фразы из статьи (п.2.3) «Отличие рассматриваемой активной зоны от прототипа состоит в том, что мощность реактора снижена со 100 до 10 МВт и отсутствует гидропрофилирование ячеек с рабочими ТВС.»      В.Узиков


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 13/06/2019
"отсутствует гидропрофилирование ячеек с рабочими ТВС" - в связи с этим и возник вопрос о расчете распределения расхода на входе в активную зону как по рабочим кассетам, так и по их окружению.


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 13/06/2019
"При проведении расчетных оценок не было задачи определить точное значение запаса до кризиса, а было вполне достаточно убедиться, что он очень большой "- нельзя использовать формулы для расчета теплообмена и запаса до кризиса, если вы находитесь за пределами их действия. Для вашего типа твэл нет экспериментальных данных по критическому тепловому потоку. Гидравлический диаметр не единственный параметр для его расчета. Вы пользуетесь очень старой версией RELAP5/Mod3.2, ей 25 лет, почитайте внимательно все, что там написано по поводу использования моделей (их несколько) для расчета критического теплового потока. По всей вероятности, у вас в расчетах применяются зависимости "по умолчанию", сравните, что дают разные модели для вашего случая(только гидродинамика), введите фактор неподобия для вашего твэл и убедитесь сами, какая разница получится.


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 14/06/2019
"При проведении расчетных оценок не было задачи определить точное значение запаса до кризиса, а было вполне достаточно убедиться, что он очень большой "- нельзя использовать формулы для расчета теплообмена и запаса до кризиса, если вы находитесь за пределами их действия. Для вашего типа твэл нет экспериментальных данных по критическому тепловому потоку. Гидравлический диаметр не единственный параметр для его расчета. Вы пользуетесь очень старой версией RELAP5/Mod3.2, ей 25 лет, почитайте внимательно все, что там написано по поводу использования моделей (их несколько) для расчета критического теплового потока. По всей вероятности, у вас в расчетах применяются зависимости "по умолчанию", сравните, что дают разные модели для вашего случая(только гидродинамика), введите фактор неподобия для вашего твэл и убедитесь сами, какая разница получится.
====
Для рассматриваемой ситуации (реактор с заявленными теплогидравлическими параметрами, с естественной циркуляцией и с крестообразными твэлами в активной зоне) действительно нет экспериментальных данных по критическому тепловому потоку, но это не значит, что для грубой оценки нельзя ориентироваться на другие корреляции, пусть и полученные для трубок. Грубые оценки проводились и по другим корреляциям, и естественно, что разброс полученных результатов достаточно большой, но это никак не отменяет факта большого запаса до кризиса, полученного по всем применяемыми корреляциям. Выбрать «правильную» корреляцию на сегодняшний день невозможно и обсуждение этого вопроса абсолютно беспочвенно, поэтому для обоснования безопасности необходимы натурные эксперименты, например, в экспериментальных петлях реактора МИР.М1.  В.Узиков


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 15/06/2019
"Выбрать «правильную» корреляцию на сегодняшний день невозможно " - в таком случае ни о каком запасе до кризиса нечего говорить, даже оценки в работе не приведено, расчет ради расчета. Вопросов больше нет, можете успокоиться и продолжать в изобретать и рассчитывать для себя в том же духе.


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 15/06/2019
"Выбрать «правильную» корреляцию на сегодняшний день невозможно " - в таком случае ни о каком запасе до кризиса нечего говорить, даже оценки в работе не приведено, расчет ради расчета. Вопросов больше нет, можете успокоиться и продолжать в изобретать и рассчитывать для себя в том же духе.
===

Такой бред может написать только человек, никогда не занимавшийся обоснованием безопасности и теплотехнической надежности. Мне приходится заниматься этим постоянно, как для исследовательских реакторов в НИИАР, так и для экспериментальных и облучательных устройств в активной зоне, геометрия которых также сложна, как и у крестообразного твэла. Тем не менее, используя в расчете все подходящие по параметрам корреляции, принимается во внимание только та, при которой получен минимальный расчетный критический тепловой поток, получая сиротствующее значение запаса для кризиса
 И достаточно весело слушать подобные поучения от какого-то анонимного проходимца. Если следовать логике этого болтуна, то невозможно было бы проводить облучение в исследовательском реакторе при высоких тепловых нагрузках, пока не будут получены экспериментальные корреляции по кризису для каждой конкретной геометрии обучательного устройства. Достаточно забавно, как этот проходимец постоянно демонстрирует свой идиотизм, засирая ветку обсуждения.        Напоминаю обращение к этому проходимцу, позволяющее разобраться с сутью этого человека, которое уже приведено ниже в комментариях:
  •  Ничто не может характеризовать Вас как специалиста лучше, чем неспособность сформулировать по пунктам из всего вышенаписанного Вами членораздельные предложения по конкретным «отмеченным недостаткам»
  •  Я не имею права публиковать в ПроАтоме статью по ссылке, но не будет преступлением, если я пришлю её Вам лично на электронную почту, но только прежде Вы должны представится мне (мой электронный адрес вверху – не буду же я посылать публикацию неизвестно кому, по неизвестно какому электронному адресу) и после ознакомления с Вашими публикациями, я буду убежден в исключении подлога и уверен, что переписываюсь с реальным специалистом (поэтому не стоит мне присылать просто какой-то вновь заведенный email по этому случаю). Но что-то мне подсказывает, что Вы так и останетесь пустопорожним болтуном, засирающем ветку обсуждения.
  •  Итак, если Вы специалист, то статья будет лично у Вас со всеми графиками по динамике изменения мощности реактора в переходных и аварийных режимах
  •  Подсказываю – пробегитесь по тексту комментариев, далее «Ctrl+C» на тексте с формулировкой недостатков (можно их отредактировать по Вашему разумению) и затем «Ctrl+V» - в список перечисленных недостатков. С нетерпением жду.
  •  Просьба воздержаться от дальнейшей пустой болтовни по этому поводу.
В.Узиков


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 15/06/2019
"Выбрать «правильную» корреляцию на сегодняшний день невозможно " - в таком случае ни о каком запасе до кризиса нечего говорить, даже оценки в работе не приведено, расчет ради расчета. Вопросов больше нет, можете успокоиться и продолжать в изобретать и рассчитывать для себя в том же духе.
====

Такой бред может написать только проходимец, никогда не занимавшийся обоснованием безопасности и теплотехнической надежности. Мне приходится заниматься этим постоянно, как для исследовательских реакторов в НИИАР, так и для экспериментальных и облучательных устройств в активной зоне, геометрия которых также сложна, как и для крестообразные твэла. Тем не менее, используя в расчете все подходящие по параметрам корреляции, принимается во внимание только та, при которой получен минимальный расчетный критический тепловой поток, получая соответствующее значение запаса для кризиса.  И достаточно весело слушать подобные поучения от какого-то трусливого проходимца. Если следовать логике этого болтуна, то невозможно было бы проводить облучение в реакторе при высоких тепловых нагрузках, пока не будут получены экспериментальные корреляции по кризису для каждой конкретной геометрии обучательного устройства. Мне нравится, как этот проходимец постоянно демонстрирует свой идиотизм.       Напоминаю обращение к этому проходимцу, позволяющее разобраться с сутью этого человека и которое уже приведено ниже в комментариях:
  •  Ничто не может характеризовать Вас как специалиста лучше, чем неспособность сформулировать по пунктам из всего вышенаписанного Вами членораздельные предложения по конкретным «отмеченным недостаткам»
  •  Я не имею права публиковать в ПроАтоме статью по ссылке, но не будет преступлением, если я пришлю её Вам лично на электронную почту, но только прежде Вы должны представится мне (мой электронный адрес вверху – не буду же я посылать публикацию неизвестно кому, по неизвестно какому электронному адресу) и после ознакомления с Вашими публикациями, я буду убежден в исключении подлога и уверен, что переписываюсь с реальным специалистом (поэтому не стоит мне присылать просто какой-то вновь заведенный email по этому случаю). Но что-то мне подсказывает, что Вы так и останетесь пустопорожним болтуном, засирающем ветку обсуждения.
  •  Итак, если Вы специалист, то статья будет лично у Вас со всеми графиками по динамике изменения мощности реактора в переходных и аварийных режимах
  •  Подсказываю – пробегитесь по тексту комментариев, далее «Ctrl+C» на тексте с формулировкой недостатков (можно их отредактировать по Вашему разумению) и затем «Ctrl+V» - в список перечисленных недостатков. С нетерпением жду.
  •  Просьба воздержаться от дальнейшей пустой болтовни по этому поводу.
В.Узиков  


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 15/06/2019
"Если следовать логике этого болтуна, то невозможно было бы проводить облучение в реакторе при высоких тепловых нагрузках, пока не будут получены экспериментальные корреляции по кризису для каждой конкретной геометрии обучательного устройства" - вот вы и работаете, не зная, какой запас до кризиса у вас на установке, вы даже оценить его не можете. Пример подобного отношения - Чернобыль (я не говорю о кризисе, о подходе к работе). Там тоже "все и всё" считали и до поры до времени все сходило с рук, но вот попали в режим, который был не точно оценен при расчетах - результат этого "эксперимента" известен. Радуйтесь, что у вас пока все проходит, но случится что, и вам все ваши запасы до кризиса припомнят. Если вы уверены в своей установке, найдите заказчика, давайте проект на экспертизу, а пока все это пустое самолюбование. Да, если вы работаете с кодами RELAP, то лучше использовать что-то новое, а не версии прошлого века, например, RELAP7, там и возможностей в моделировании побольше да и расчетных значений для кризиса побольше. И, как здесь вам указали, не кипятитесь, успокойтесь, вас здесь, в отличии от вас, никто не обзывает и люди спокойно задают вопросы.


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 15/06/2019
"Если следовать логике этого болтуна, то невозможно было бы проводить облучение в реакторе при высоких тепловых нагрузках, пока не будут получены экспериментальные корреляции по кризису для каждой конкретной геометрии обучательного устройства" - вот вы и работаете, не зная, какой запас до кризиса у вас на установке, вы даже оценить его не можете. Пример подобного отношения - Чернобыль (я не говорю о кризисе, о подходе к работе). Там тоже "все и всё" считали и до поры до времени все сходило с рук, но вот попали в режим, который был не точно оценен при расчетах - результат этого "эксперимента" известен. Радуйтесь, что у вас пока все проходит, но случится что, и вам все ваши запасы до кризиса припомнят. Если вы уверены в своей установке, найдите заказчика, давайте проект на экспертизу, а пока все это пустое самолюбование. Да, если вы работаете с кодами RELAP, то лучше использовать что-то новое, а не версии прошлого века, например, RELAP7, там и возможностей в моделировании побольше да и расчетных значений для кризиса побольше. И, как здесь вам указали, не кипятитесь, успокойтесь, вас здесь, в отличии от вас, никто не обзывает и люди спокойно задают вопросы.
===

За всем этим пустопорожним бредом стоит трусливый аноним, который до дрожи в коленках боится назвать себя. По мнению этого пустозвона специалисты должны отдавать свои отчеты на экспертизу кому? Вам, Никонов, который даже не знает, как обозначается размер трубопровода на технологических схемах? Может прекратите смешить и засирать комментарии… Вы, Никонов, очевидно не знаете, что все отчеты по обоснованию безопасности проходят экспертизу у реальных экспертов, а не экспертизу в комментариях пустозвона Никонова. В.Узиков


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 15/06/2019
Спокойствие, Узиков, только спокойствие, перейдите лучше к своей основной теме по LENR и все затихнет. Лучше скажите, что такое мгновенный разрыв и где и как время мгновенного разрыва регламентировано.


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 16/06/2019
Спокойствие, Узиков, только спокойствие, перейдите лучше к своей основной теме по LENR и все затихнет. Лучше скажите, что такое мгновенный разрыв и где и как время мгновенного разрыва регламентировано.
===

 С удовольствием расскажу о параметрах принятой расчетной модели и даже пришлю на вашу электронную почту статью с ее описанием, но как только Вы представитесь. Вот только Вы все время игнорируете это предложение. Может расскажете почему - жду ответа на этот вопрос? Казалось бы, выражаете заинтересованность в дополнительной информации, а на вопрос кому направлять эту информацию – сразу в кусты как трусливый заяц!    В.Узиков


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 16/06/2019
В дополнение… Если мнимый анонимный «эксперт» навязчиво пытается доказать, что погрешность у корреляции по расчету критического теплового потока, заложенной в коде RELAP5, из-за фактора формы превышает 900%!!!! (а только при такой погрешности в приведенных в [1] отсутствует запас до кризиса теплоотдачи в проведенном анализе, так как расчетный тепловой поток ~1 МВт/м2, а расчетный критический поток – 9 МВт/м2), то разве можно без крайней степени раздражения воспринимать высказывания и поучения подобных «экспертов»?  Неспособность осмыслить огромное различие (9 раз!) между максимальным тепловым потоком на твэлах и расчетным критическим тепловым потоком (пусть даже в RELAP5), многократно превышающее возможное негативное влияние формы твэлов  на уменьшение критического теплового потока, объективно показывает уровень таких «экспертов» и определяет отношение к ним.  
В.Узиков


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 14/06/2019
"При проведении расчетных оценок не было задачи определить точное значение запаса до кризиса, а было вполне достаточно убедиться, что он очень большой "- нельзя использовать формулы для расчета теплообмена и запаса до кризиса, если вы находитесь за пределами их действия. Для вашего типа твэл нет экспериментальных данных по критическому тепловому потоку. Гидравлический диаметр не единственный параметр для его расчета. Вы пользуетесь очень старой версией RELAP5/Mod3.2, ей 25 лет, почитайте внимательно все, что там написано по поводу использования моделей (их несколько) для расчета критического теплового потока. По всей вероятности, у вас в расчетах применяются зависимости "по умолчанию", сравните, что дают разные модели для вашего случая(только гидродинамика), введите фактор неподобия для вашего твэл и убедитесь сами, какая разница получится.
====
Для рассматриваемой ситуации (реактор с заявленными теплогидравлическими параметрами, с естественной циркуляцией и с крестообразными твэлами в активной зоне) действительно нет экспериментальных данных по критическому тепловому потоку, но это не значит, что для грубой оценки нельзя ориентироваться на другие корреляции, пусть и полученные для трубок. Грубые оценки проводились и по другим корреляциям, и естественно, что разброс полученных результатов достаточно большой, но это никак не отменяет факта большого запаса до кризиса, полученного по всем применяемыми корреляциям. Выбрать «правильную» корреляцию на сегодняшний день невозможно и обсуждение этого вопроса абсолютно беспочвенно, поэтому для обоснования безопасности необходимы натурные эксперименты, например, в экспериментальных петлях реактора МИР.М1.  В.Узиков


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 13/06/2019
"Примерно одинаковый расход» означает то, что коэффициент неравномерности между ТВС около двойки" - а какая неравномерность внутри самой нагруженной кассеты, в области максимально нагруженного твэл.


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 13/06/2019
"Примерно одинаковый расход» означает то, что коэффициент неравномерности между ТВС около двойки" - а какая неравномерность внутри самой нагруженной кассеты, в области максимально нагруженного твэл.
===
Сколько раз нужно давать ссылку на запрашиваемые и легко находимые в интернете параметры активной зоны по очевидному запросу "коэффициент неравномерности, реактор СМ-3" ( http://niiar.ru/sm_characteristics [niiar.ru]), чтобы, наконец, соизволить ознакомится с ней?  В.Узиков


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 13/06/2019
Нет по этой ссылке никаких упоминаний о распределении расходов по рабочим кассетам их окружению. Пишу об этом второй раз


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 13/06/2019
Нет по этой ссылке никаких упоминаний о распределении расходов по рабочим кассетам их окружению. Пишу об этом второй раз

===

Что за навязчивый бред анонима, вдруг страстно пожелавшего узнать действующее распределение расходов по ТВС в реакторе СМ-3 с гидропрофилированием активной зоны, когда как в рассматриваемом случае дроссельные шайбы под ТВС отсутствуют (гидропрофилирования нет), поэтому, как было сказано уже много раз, при общем перепаде на активной зоне и одинаковом гидравлическом сопротивлении всех ТВС расходы через ТВС будут примерно одинаковы.  В.Узиков


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 15/06/2019
"расходы через ТВС будут примерно одинаковы"- разница в два раза, о которой вы писали ранее - это примерно "одинаковы"?


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 15/06/2019
"расходы через ТВС будут примерно одинаковы"- разница в два раза, о которой вы писали ранее - это примерно "одинаковы"?
======  Невозможно объяснить анонимному проходимцу, засирающему ветку обсуждения (несмотря на все мои просьбы не делать этого) разницу между коэффициентом неравномерности энерговыделения по ячейкам активной зоны и неравномерностью расходов теплоносителя в этих ячейках. Напоминаю обращение к Вам и буду повторять его после каждого Вашего бредового  "замечание" (это поможет читателем разобраться, с кем они имеют дело):
  •  Ничто не может характеризовать Вас как специалиста лучше, чем неспособность сформулировать по пунктам из всего вышенаписанного Вами членораздельные предложения по конкретным «отмеченным недостаткам»
  •  Я не имею права публиковать в ПроАтоме статью по ссылке, но не будет преступлением, если я пришлю её Вам лично на электронную почту, но только прежде Вы должны представится мне (мой электронный адрес вверху – не буду же я посылать публикацию неизвестно кому, по неизвестно какому электронному адресу) и после ознакомления с Вашими публикациями, я буду убежден в исключении подлога и уверен, что переписываюсь с реальным специалистом (поэтому не стоит мне присылать просто какой-то вновь заведенный email по этому случаю). Но что-то мне подсказывает, что Вы так и останетесь пустопорожним болтуном, засирающем ветку обсуждения.
  •  Итак, если Вы специалист, то статья будет лично у Вас со всеми графиками по динамике изменения мощности реактора в переходных и аварийных режимах
  •  Подсказываю – пробегитесь по тексту комментариев, далее «Ctrl+C» на тексте с формулировкой недостатков (можно их отредактировать по Вашему разумению) и затем «Ctrl+V» - в список перечисленных недостатков. С нетерпением жду.
  •  Просьба воздержаться от дальнейшей пустой болтовни по этому поводу.
В.Узиков


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 13/06/2019
"соответствуют, тем, которые используются для анализа аварийных ситуаций в модели кода RELAP для реактора СМ-3 в НИИАР."- этих данных нет нигде.


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 13/06/2019
"соответствуют, тем, которые используются для анализа аварийных ситуаций в модели кода RELAP для реактора СМ-3 в НИИАР."- этих данных нет нигде.
===
Неужели нигде? Даже в НИИАРе? Никонов (Нениконов), Вы меня все больше и больше забавляете своей неадекватностью. Чтобы заявлять, что «этих данных нет нигде» нужно жить в альтернативной реальности.  Самому интересно, почему я трачу свое время и пишу ответы на всякий бред?  Пожалуй, хватит.  Так как я все же ценю свое время, то с удовольствием буду отвечать на вопросы специалистов, а не на «вопросы» засирателя ветки обсуждения господина Никонова («НеНиконова»), стиль пустословия бредовых высказываний которого трудно спутать с вопросами нормальных людей. А Вы, Никонов (или НеНиконов), продолжайте засирать ветку – это же для Вас просто жизненная необходимость, но только в этом деле я Вам не помощник…   В.Узиков


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 13/06/2019
"Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора".   А существующая схема отвода тепла не обеспечивает безопасной работы установки?


[ Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 13/06/2019
"Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора".   А существующая схема отвода тепла не обеспечивает безопасной работы установки?
====


На существующих исследовательских реакторах абсолютно индивидуальные системы отвода тепла (у каждого реактора своя) и поэтому для каждого реактора в отчете по обоснованию безопасности проводится свой анализ аварийных ситуаций, обосновывающий безопасность отказов конкретных систем и оборудования. Одной из важнейших групп рассматриваемых исходных событий является ситуации, приводящие к ухудшению теплоотвода от активной зоны, в которые, в частности, включены потеря электроснабжения, отказы арматуры, отказы в системах аварийного охлаждения, ошибки персонала по управлению системы теплоотвода и т.д. В рассматриваемой схеме теплоотвод от активной зоны не зависит ни от электроснабжения, ни от отказов насосов и запорно-регулирующей арматуры, ни от ошибок персонала по управлению системой теплоотвода. Что такое ошибки в проектировании и управлении реактора наглядно показывает нашумевший сериал «Чернобыль». Конечно, на любом исследовательском реакторе его разрушение приведет к последствиям, которые на порядки слабее чернобыльских, и все же оптимизации систем охлаждения исследовательских реакторных установок стоит уделять повышенное внимание.  В.Узиков


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 13/06/2019
"Что такое ошибки в проектировании и управлении реактора наглядно показывает нашумевший сериал «Чернобыль»" - поэтому и возникают вопросы. 


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 14/06/2019
  "Что такое ошибки в проектировании и управлении реактора наглядно показывает нашумевший сериал «Чернобыль»" - поэтому и возникают вопросы. 
=====

Из нормативного документа «Правила ядерной безопасности исследовательских реакторов». (НП-009-17)»:  
III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

  Общие требования

…..  

9. При проектировании систем (элементов) ИР, 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.
В Узиков    


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 14/06/2019
Ко всем отмеченным недостаткам предложенной конструкции с пассивным охлаждением следует отнести еще и огромную инерционность подобных систем. Приемлемая управляемость и, соответственно, снижение издержек будет только в стационарных режимах работы. Пуски-остановы и вообще изменения мощности, тем более аварийные, доставят немало проблем эксплуатантам подобной РУ.


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 14/06/2019
Ко всем отмеченным недостаткам предложенной конструкции с пассивным охлаждением следует отнести еще и огромную инерционность подобных систем. Приемлемая управляемость и, соответственно, снижение издержек будет только в стационарных режимах работы. Пуски-остановы и вообще изменения мощности, тем более аварийные, доставят немало проблем эксплуатантам подобной РУ.  
===
 
  • Хотелось бы чтобы по пунктам были перечислены все "отмеченные недостатки предложенной конструкции с пассивным охлаждением"
  •  Не ознакомившись с результатами приведенного в [1] расчетного анализа по динамике изменения параметров установки, как в режимах пуска-останова, так и в аварийных режимах LOCA делать подобные голословные утверждения - это говорит только об одном – Вы крайне поверхностны и некомпетентны в декларируемых выводах и совершенно не способны отвечать за свои слова (что, впрочем, вполне нормально для анонима)
  •  Жду перечисления недостатков по пунктам.
    В.Узиков  


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 14/06/2019
Ссылки на свою же публикацию [1] - это, конечно, железное доказательство! Все недостатки перечислены выше в комментариях.


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 14/06/2019
Ссылки на свою же публикацию [1] - это, конечно, железное доказательство! Все недостатки перечислены выше в комментариях.  
====
 
  • Искреннее спасибо за такой показательный ответ!
  •  Ничто не может вас характеризовать лучше как специалиста, чем неспособность сформулировать по пунктам из всего вышенаписанного Вами членораздельные предложения по конкретным «отмеченным недостаткам»
  •  Я не имею права публиковать в ПроАтоме статью по ссылке, но не будет преступлением, если я пришлю её Вам лично на электронную почту, как только прежде Вы должны представится мне (мой электронный адрес вверху – не буду же я посылать публикацию неизвестно кому, по неизвестно какому электронному адресу) и после ознакомления с Вашими публикациями, я буду убежден в исключении подлога и уверен, что переписываюсь с реальным специалистом (поэтому не стоит мне присылать просто какой-то вновь заведенный email по этому случаю). Но что-то мне подсказывает, что Вы так и останетесь пустопорожним болтуном, засирающем ветку обсуждения.
  •  Итак, если Вы специалист, то статья будет лично у Вас со всеми графиками по динамике изменения мощности реактора в переходных и аварийных режимах
  •  Подсказываю – пробегитесь по тексту комментариев, далее «Ctrl+C» на тексте с формулировкой недостатков (можно их отредактировать по Вашему разумению) и затем «Ctrl+V» - в список перечисленных недостатков. С нетерпением жду.
  •  Просьба воздержаться от дальнейшей пустой болтовни по этому поводу.

   В.Узиков  


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 15/06/2019
"так и в аварийных режимах LOCA "- и какие же режимы были рассмотрены (малые течи, средние, большие)? А что будет, если защита не сработает (аварии класса ATWS)? В вашей работе это тоже было рассмотрено


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 15/06/2019
"так и в аварийных режимах LOCA "- и какие же режимы были рассмотрены (малые течи, средние, большие)? А что будет, если защита не сработает (аварии класса ATWS)? В вашей работе это тоже было рассмотрено  
===

Рассмотрены большие течи напорного и всасывающего трубопровода, а также трубопровода от компенсатора давления-бака САОР (мгновенный разрыв полным сечением). При меньших течах объем утечки компенсируется большим объемом воды в компенсаторах давления и при срабатывании авариной защиты процесс расхолаживания протекает более мягко, так как осушения активной зоны не происходит, а достаточно низкое остаточное энерговыделение позволяет обеспечиь теплоотвод от ТВС за счет развития межкассетной циркуляции (с кипением теплоносителя в "горячих" ТВС) после разрыва основного контура циркуляции. В.Узиков


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 16/06/2019
"мгновенный разрыв полным сечением" - что это такое"мгновенный разрыв", за какое время он происходит, в каком руководстве по анализу безопасности исследовательских реакторов это время разрыва указано?


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 16/06/2019

"мгновенный разрыв полным сечением" - что это такое"мгновенный разрыв", за какое время он происходит, в каком руководстве по анализу безопасности исследовательских реакторов это время разрыва указано?


====

 С удовольствием расскажу Вам о параметрах принятой расчетной модели и даже пришлю на Вашу электронную почту статью с ее описанием и любые дополнительные данные, но как только Вы представитесь. Вот только Вы все время игнорируете это предложение о предоставлении Вам дополнительной информации. Может расскажете почему ? С нетерпением жду ответа на этот вопрос. Или опять его проигнориуете? Давайте проясним это. Казалось бы, постоянно и настойчиво выражаете заинтересованность в дополнительной информации, а на вопрос кому направлять эту информацию – сразу в кусты как трусливый заяц и переводите разговор на другие темы! И после этого становится понятной реальная Ваша заинтересованность в получении полных и развернутых  ответов по статье и расчетной модели, а также цель написания всех ваших комментариев (грубо говоря - засирание ветки обсуждения)    В.Узиков


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 16/06/2019
"пришлю на Вашу электронную почту статью" - она у меня есть, можете не надрываться, там нет ни одного ответа на поставленные вопросы.


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 16/06/2019
"пришлю на Вашу электронную почту статью" - она у меня есть, можете не надрываться, там нет ни одного ответа на поставленные вопросы.


===


Ну вот и ладненько.. Ваша "логика" наконец то расставила все по своим местам. Вопросов больше нет.


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 18/06/2019
  • Актуальная Статья про безопасность РУ в случае полной потери квалифицированного персонала. Автор правильно понимает исходные условия для расчётов, реактор должен быть защищен от дурака на любой стадии. 
  • Вывод понятен - Безопасным РУ становится при снижении мощности в 10 раз и более. 
  • Мои расчёты для мировой АЭ дают цифры такого же порядка - примерно в 30 раз необходимо снизить мощности АЭ на всей планете, тогда планета выживет даже при полном отсутствии специалистов.
  • Автор рассматривает проблему с позиции теплофизика, решает задачу предотвратить залповый выброс РВ из РУ. 
  • Предлагаю автору обсудить (сделать свои расчёты) системы пассивной безопасности АЭС. Смогут ли эти пассы предотвратить расплавление топлива?
  • Дементий Башкиров (СМ) 


[ Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 18/06/2019
Насколько мне известно, предложений по повышению безопасности АЭС за счет пассивных систем и изменения уровня номинальной мощности не сказать что очень много, но вполне достаточно. Последую Вашему совету и углублюсь в эту тему. Спасибо за предложение! С уважением, В.Узиков


[
Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 18/06/2019
Все просто замечательно!

Узиков  впервые перестал вешать ленровскую лапшу на наши усталые уши и занялся хоть каким-то делом. Огромное ему за это человеческое СПАСИБО!

А теперь о сути статьи. Все, конечно, замечательно: исследовательский реактор со сниженной мощностью и ЕЦ. Это - гениально!

Вопрос в другом: а задачи для такого ИР есть? Ведь там промежуточный спектр и поток - ни два, ни полтора. Для ВВЭРных задач такой ИР не нужен, для быстрых реакторов - тоже. Тогда для чего? Для наработки изотопов? Куда Вы этот горчичник прикладывать будете?


[ Ответить на это ]


Re: Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора (Всего: 0)
от Гость на 18/06/2019
  • Без вычислений экономических показателей научная работа скатывается к уровню школьной задачки. 
  • Берите пример с американцев - деньги в любой работе на первом месте.
  • СМ без мощного потока - бачек для дожигания ВОУ, для получения суперизотопов такой не потянет.
  • Важно другое - автор показал, что Безопасный уровень превышен в 10 раз. Теперь ждём его оценку, во сколько раз превышен Безопасный уровень на ВВЭР.
  • На такое ребро вопрос пока никто не ставил, Узикову спасибо за свежий взгляд. 
  • Дементий Башкиров 


[
Ответить на это ]






Информационное агентство «ПРоАтом», Санкт-Петербург. Тел.:+7(921)9589004
E-mail: info@proatom.ru, webmaster@proatom.ru. Разрешение на перепечатку.
За содержание публикуемых в журнале информационных и рекламных материалов ответственность несут авторы. Редакция предоставляет возможность высказаться по существу, однако имеет свое представление о проблемах, которое не всегда совпадает с мнением авторов Открытие страницы: 0.89 секунды
Рейтинг@Mail.ru