tnenergy. Ядерная энергия Ядерная энергия - LiveJournal.com http://so-l.ru/news/source/tnenergy_yadernaya_energiya Mon, 28 May 2018 04:02:52 +0300 <![CDATA[Урановый глобус]]>




В целом, наверное, карта бесмысленная для не специалистов, особенно учитывая, что магатэшный сайт с подробным описанием каждого месторождения лежит, но вдруг кому надо?

Остается добавить, что в Uranium Red book 2016 МАГАТЭ оценивало мировые ресурсы урана в 5 718 400 тонн с ценой отсечения в 130$ за кг, чего существующей атомной отрасли хватило бы на 92 года. В этом году должен выйти апдейт этой книжки и оценки ресурсов.

P.S. Напомню, кстати, свой текст про "урана мало" https://tnenergy.livejournal.com/61051.html]]>
http://so-l.ru/news/y/2018_05_25_uranoviy_globus Fri, 25 May 2018 22:04:15 +0300
<![CDATA[Япония продолжает запускать реакторы и хочет строить новые]]>

АЭС Шимане, про которую сегодня пойдет речь демонстрирует чудеса вписывания в сложный рельеф. Третий блок с ABWR - ближайший к нам, расположен на площадке 550х350 метров - примерно в 2,5 раза плотнее в "мегаваттах на гектар", чем ВВЭР-1200 ЛАЭС-2.

Сейчас этот процесс, как видится со стороны, проходит Япония, где после 5 летней паузы начался процесс постепенного ввода атомных электростанций в строй. Из 54 действующих в 2011 году энергоблоков сейчас не закрытыми (и не взорвавшимися) остается 39, а реально выдает энергию - 8. Такая мини-табличка показывает график "работающих" мощностей (в мегаваттах) в разные годы, в том числе с японским прогнозом.



Одновременно с перезапуском имеющихся мощностей японцы делают следующий шаг - возобновляют достройку АЭС, которые в 2011 году были заморожены. Речь идет о двух блоках с реакторами ABWR - "Шимане 3" и "Ома 1".


3D модель блока с ABWR. Размеры реакторного здания - куб с гранью 58 метров.

Advanced boiling water reactor - это вершина развития ветки кипящих реакторов, с мощностью около 1350 мегаватт. В середине 90х это был один из самых передовых энергетических реакторов в мире, достаточно перечислись его основные фишки (см так же статью от Atominfo):

  • Прежде всего стоит сказать о потрясающей экономике этого проекта - очень компактное здание реактора с маленьким контейнментом, один контур (т.е. минус пара тысяч тонн дорогого оборудования второго контура) и продемонстированные на практике сроки сооружения в 38 месяцев при впечатляющей единичной мощности в 1350 мегаватт - ABWR мог бы стать любимым проектом топ-менеджера любой энергетической компании.

  • Цифровая система управления техпроцессом и система безопасности NUCAMM-90ABWR - то что для других проектов АЭС станет нормой через 20 лет после ABWR.

  • Встроенные в корпус реактора циркуляционные насосы первого контура - 10 x 1400 киловатт. В целом это решение несет как сложности для эксплуатации, так и большие преимущества с точки зрения безопасности - насосов теперь 10, а не 4, а главное - нет гигантских трубопроводов главного циркуляционного контура, разрыв которого является серьезнейшей аварией.


  • Множество усовершенствований было проведено по системам аварийного охлаждения активной зоны, правда сегодня вся эта работа по созданию 3 независимых веток охлаждения реактора выглядит на половину бессмысленной - т.к. 2 из этих систем активные и требуют наличия электроэнергии на станции, а одна предусматривает подключение мобильных насосов и дизель-генераторов - такая тактика на Фукусиме не сработала из-за непонимания состояния трубопроводной арматуры систем охлаждения в условиях обесточенной системы управления.

  • Весьма совершенное топливо с выгорающим поглотителем, обеспечивающее 24-месячные топливные кампании


Поглощающие элемены (слева) и элементы гидравлического привода ПЭС. В отличии от ВВЭР/PWR здесь поглощающие элементы вводятся снизу, управляются гидравликой и расположены между кассетами топлива, а не внутри них.

  • Наконец, некое подобие ловушки расплавов из толстого мата из базальтового волокна под реактором, что позволило создателям реактора (Hitachi) называть его "первым пущенным реактором поколения III+" до того, как "первым пущенным реактором поколения III+" стали ВВЭР-1000 на АЭС Таньвань, APR-1400 на Шин-Кори 3, и в этом году видимо станут EPR-1600 и AP-1000.


Из минусов, кроме "неправильной" конфигурации системы аварийного отвода тепла от АЗ, можно отметить очень тяжелый, дорогой и сложный корпус реактора (7х22 метра, 700+ тонн), отсутствие в проекте рекомбинаторов водорода (т.е. систем, которые каталитически окисляют водород в воздухе, а накопление водорода чревато взрывами, как на Фукусиме). Отсутствие промежуточного контура, впрочем, некоторым атомнадзорам тоже скорее всего покажется фатальным недостатком, однако в целом вопрос это дискуссионный.


Низ корпуса реактора с 205 отверстиями для электрогидравлических приводов органов системы управления и защиты. Интересно, что опирается реактор о своеобразную "юбку", видную чуть дальше по корпусу.

В настоящее время в мире работает 4 блока ABWR - все в Японии, построенные в середине 90х и начале 2000х. Еще один блок, строительство которого было начато в 2007 году, собственно №3 на АЭС Шимане, почти завершен - в начале 2011 года оставалось выполнить пусконаладку и серию испытаний, загрузка топлива ожидалась уже зимой 2011/2012. Однако, разумеется, после аварии процесс этот был заморожен и блок так и не пустили.


Замороженная стройка ABWR - Oma 1. Кадр 2016 года, надо отметить модное модульное строительство, которое так испортило жизнь AP1000. Строительство здесь тоже ожидает разрешения на возобновление.

Еще один блок (Ома 1) находился на готовности примерно 50%, когда в японскую атомную энергетику пришла зима. Сейчас запрос на его достройку тоже изучается.

Я думаю, достройки и перезапуски этих блоков в Японии не будут так прямолинейно - скорее всего понадобятся заметные модификации систем безопасности (как минимум установка рекомбинаторов), однако результат этого может быть вполне положительным - со временем блоки будут пущены и добавят 2,7 гигаватта к атомной энергетики Японии.



При этом в дофукусимскую эпоху ABWR активно предлагался на экспорт - была построена (но не пущена по политическим причинам) двухблочная АЭС Lungmen на Тайване, получена лицензия (т.е. разрешение строить после проверки проекта) от американского и английского атомнадзоров. Перезапуск проектов в Японии может привести и к подвижкам по новому строительству этих реакторов на экспорт, а как уже говорилось, с точки зрения экономики ABWR - серьезнейший конкурент Росатому, а так же корейским и китайским проектам.

P.S. довольно подробный разбор собственно реактора ABWR можной найти здесь.

P.P.S. Таблица состояния всех энергоблоков Японии на сегодня




]]>
http://so-l.ru/news/y/2018_05_24_yaponiya_prodolzhaet_zapuskat_reaktori_i_h Thu, 24 May 2018 16:03:42 +0300
<![CDATA[АТОМЭКСПО 2018, часть 1]]>


А, да, на входе на выставку в главном медицентре посетителей встречал вот такой макет ЖРЖ РД-0120 и полноразмерный макет Бурана.

Получилось довольно много интересных впечатлений от выставки, наверное придется пост по ней разбить на 2-3 части. Начнем с общих ощущений

Тренды: диверсификация

В работе Росатома все больше видно стремление к диверсификации и выходу на новые рынки. Потенциальный рынок по продаже гигаваттных энергоблоков продолжает сужатся, поэтому в корпоративной терминологии появилось словосочетание "второе ядро бизнеса" Сложно сказать, насколько удаться создать крупный источник дохода в других направлениях, но новых юрлиц, призванных быть центрами новых маленьких корпораций все больше Из примечательного я бы назвал радиомедицинское направление, представленное Rosatom Healthcare и Росатом Растворные Реакторы, занимающиеся всем спектром ядерной медицины, от производства изотопов до центров облучения/стерилизации.

Второе важное направление - ветроэнергетика (теперь это не только ВетроОГК, но и NovaWind с задачей глобальной экспансии). О ней я расскажу в отдельной главке, но основная мысль тут именно использовать международный опыт больших энергостроек Атомстройэкспорта/Росатома и в ветроэнергетике, возведение мощностей в котором уже стало рынком сравнимым по деньгам с атомной энергетикой.


Уже довольно старый ролик по проекту масштабной установки обессоливания морской воды, однако пока ни один контракт на строительство такой штуки не подписан.

Третим оформившимся ядром, похоже, становится водоподготовка, водоочистка, обессоливание, водоподготовительные установки большого масштаба - проекты под крылом отдельного юрлица ОТЭК.

Заметны так же попытки выйти на рынок промышленных 3Д-принтеров (и вообще аддитивных технологий) и накопителей энергии, хотя на мой взгляд здесь пока все далеко от каких-то успехов.


Такой вот малогабаритный ТРД лежал на стенде ТВЭЛ, в котором вся статорная часть была выполнена селективным лазерным спеканием.

В целом стоит задача нарастить доходы по "второму ядру" до 30% от общей выручки к 2030 году (в 4 раза больше, чем сегодня).

Ветроэнергетика от Росатома


Фотография конкурирующего с Росатомом за госденьги Ульяновского ветропарка от "Фортум", построенного из полностью китайских ветротурбин.

Хорошо известно, что Росатом уже несколько лет занимается созданием ветроэнергетического дивизиона (ВетроОКГ для российских строект, NowaWind для международных и трансфер технологий от Lagerwey через СП RedWind). Пока в реализации находятся 13 ветропарков общей мощностью 970 мегаватт и общей стоимостью в 120 млрд рублей (с учетом затрат на локализацию) и есть планы по реализации еще одного гигаватта. Под этот первый гигаватт будет локализовано производство гондол ветротурбин и ... все. Лопасти и башни ожидаются ко второму гигаватту, как и элементы инвертора.

Оказывается такая слабая локализация объясняется задачей NowaWind - заниматься строительством ВЭС по всему миру. В мире почти не возят лопасти и башни ветряков - делают их на месте как только общий рынок страны достигает хотя бы 2-3 гигаватт. Поскольку в России общие объемы госсубсидий на данный момент опрелены всего на 3,6 ГВт ветряков, то и локализация пока оказывается невыгодной, проще это делать сразу, скажем, в Индии, где возможна контрактация.


Надо отметить, что технологический партнер Росатома (голандская Lagerwey) очень сильно заморачивается простотой установки своих ветротурбин без привлечения суперкранов - в частности имеет одну из самых легких гондол (130 тонн) в классе 2,5 МВт и такие вот штуки, как на видео. Заодно можно посмотреть, как будут выглядеть будущие ветряки Росатома.

Вообще по рассказам на стенде компании можно было услышать разницу между глянцем и реальностью - например производство башен (в общем-то обычных, хоть и больших, металлоконструкций) локализовывать не только невыгодно и пока негде - вроде как на Атоммаше не хватает производственных площадей под это (не понятно как это может быть).

Первый проект от Росатомовского ветрогигаватта - Адыгейскую ВЭС должны начать возводить уже этим летом. Ветропарк номинальной мощностью в 150 мегаватт (60 генераторов) стоимостью 15 млрд рублей должен вырабатывать 355 ГВт*ч в год (планируемый КИУМ - 27%). Кому интересно почитать, как проектируют ветровые электростанции, ссылочка

Да, надо сказать пару слов про ветротурбины, которые будет выпускать NowaWind - это 2,5 МВт и в дальнейшем 4 мегаваттные наземные ветряки с системой direct drive (т.е. низкооборотный генератор на постоянных магнитах и инвертор на полную мощность).


Презентация NovaWind

В общем весь проект по ветроэнергетике Росатома нацелен на то, что бы дома научится ветроэлектростанции строить, и затем строить их на всех площадках, где получится (Индия, Бангладеш, Иран etc).

Атомные станции малой мощности


На базе ледокольного реактора РИТМ-200 (на фото - транспортировка корпуса этого реактора) теперь предлагается плавучий или наземный энергоблок от 2х50 (100) до 12х50 (600) мегаватт мощностью.

Еще пару лет назад Росатом начал массово печатать буклетики со всякими проектами атомных станций малой мощности, которых в советское и постсоветское время было напроектировано не один десяток. За последние пару лет это увлечение никуда не делось, и даже расширилось за счет некоторых современных проектов, проработанных от совсем бумажных вариантов до уровня технических проектов. Не очень понятно, что из этого выйдет — т. к. проектов реально десятки, а в спросе на них есть обоснованный скепсис (например Владимир Асмолов считает, что АСММ нужен «технологический прорыв», чтобы обеспечить конкурентносопосбную стоимость э/э), но как минимум здесь есть какое-то разнообразие и борьба идей, в отличии от застывших в почти неподвижности гигаваттных блоков.


6,6-мегаваттный "Шельф" может быть выполнен в подводном, надводном и наземном исполнении. Сделан на базе лодочного реактора и поставляется блоком заводской готовности весом в 375 тонн. Находится на этапе "есть элементы технического проекта", но финансирование на строительство пока нет.

В частности, очень интересно было увидеть реактор АТГОР, о котором будет публикация в ближайшее время. Важным препятствием для совсем маленьких АЭС, кроме экономики, является нормативное законодательство по перемещению ОЯТ — как известно, сегодня это нужно делать в специальных контейнерах, выдерживающих без повреждения всякие мучения, и если разместить реактор в такой оболочке, что бы он удовлетворял требованиям МАГАТЭ, то он перестает быть транспортабельным, а значит АЭС приобретает весь комплекс оборудования для перегрузки и хранениях ОЯТ и перестает быть «атомной батарейкой».


Реакторный блок АТГОР по расчетам должен весить ~60 тонн и мощность 0,4-1,2 мегаватта. Пока скорее концепт.

Однако работа по обоснованию более реалистичных вариантов по перемещению ядерных блоков с ОЯТ внутри уже началась, сразу для трех вариантов АСММ (плавучая, подподная и наземная). Совершенно неясно, сколько лет продлится эта тема, но вполне возможно, что

ОЯТ, переработка и фракционирование



Интересно, что на Маяке считают, что переработка ОЯТ с фракционированием уже скоро начнет внедрятся в каком-то виде. Речь идет вот о чем: в самом простом варианте переработки все радиоактивные отходы уходят в стекло, и опасными они останутся на сотни тысяч лет. Если же разделить РАО на фракции, среди которых долгоживущую часть оправить на трансмутацию, то можно сократить время, которое захоронение должно оставаться безопасным до ~тысячи лет, что гораздо более прогнозируемо, чем 100...500 тысяч, определяемых как время на полный распад нуклидов в ОЯТ.

На взгляд многих специалистов, проще все же не параноится и захоранивать все целиком — это как минимум гораздо дешевле, чем дополнительная возня с радиохимией и трансмутацией, однако переработчики считают строго наоборот, и пытаются внедрять фракционирование. Ну, здесь стоит подождать реализации.

НО РАО и подземная лаборатория



Новость от представителей противоположного "фракционистам" лагеря - под Красноярском (фактически — на территории ГХК) Национальный Оператор РАО стартовал строительство подземной лаборатории для получения обоснования безопасности будущего национального захоронение высокоактивных отходов. Захоронение предназначено прежде всего для размещения высокоактивных остатков от переработки ОЯТ, в т.ч. тех, которые сегодня хранятся на Маяке, где работают печи остекловывания рафинатов переработки ОЯТ. Горные работы начнутся через 2 года и должны быть завершены к 2025, после чего начнется исследования движения подземных вод, стабильности пород, особенностей различных предлагаемых технологий захоронения (в бентоните, в бетоне, различных контейнерах) etc. По аналогии с другими подобными объектами эти исследования могут продлится не одно десятилетие, но на горные выработки и сами объекты лаборатории посмотреть было бы интересно.



Растворный реактор "Аргус-М"



Год назад я писал про проект реакторно-радиохимического комплекса для получения Mo-99 на базе растворного реактора "Аргус". Этот проект продолжает активно развиваться, кроме планов по строительству Аргус-М в ближайшие пару лет в Саровском ВНИИЭФ и переговоров о строительстве 2-х реактрного производства молибдена в ЮАР идут переговоры и по строительству исследовательского Аргус-М (скорее учебного) в Таджикистане. Из плюсов Аргуса, как "первого реактора в стране" - очень низкая стоимость сооружения (около 50 млн долларов под ключ) за счет маленького размера реактора и простоты конструкции. Стоит отметить так же, что успешно решена задача перевода реактора на уран "МАГАТЭшного" обогащения (не больше 20% U235), правда конструкция его от этого поменялась (в 1,5 раза, до 31 литра увеличился объем АЗ, изменилась система терморегуляции) и теперь точно необходим "референтный" реакторв в Сарове.  Интересно было разобраться, кто же конструктор реактора - ВНИИЭФ занимается расчетами и общей конструкцией, "Красная звезда" - технолог и изготовитель, ГСПИ - проект здания с реактором.

Кроме производства молибдена и поставок исследовательско-учебных реакторов ведеться разработка и производства с того же реактора различных других изотопов - прежде всего Йод 125 и Стронций 89.

МБИР

По проекту МБИР тоже удалось пообщаться с разработчиками. В целом стройка идет строго по графику* (*уточненному с учетом накопленного отставания) и впереди виднеется только позитив. Однако, финансирование как было в момент старта на базовый набор элементов (здания и реактор, без второго и третьего контура и научного оборудования) так и остается ограниченное этим набором.



По словам разработчиков в этот нерабочий (без второй контура реактор не пустить) базовый вариант все же войдет две экспериментальных петли — с натрий-калием и свинцовым теплоносителем. Насчет недостающего оборудования (в т.ч. три опциональные петли с другими теплоносителями) была надежда на финансирование от иностранных партнеров, однако ситуация на этом фронте складывается не очень. В итоге намеченная сегодня дата физпуска — 2024 год критически зависит от поиска финансирования, например, МБИР подал заявку на вхождение в список «мегасайнс» проектов. Есть надежда на расширение прямой поддержки из госбюджета этого стратегически важного для развития технологии быстрых реакторов проекта. Однако учитывая, что срок изготовления недостаюшего оборудования — 3..5 лет, финансирование желательно найти не позже 2020.

Продолжение следует.]]>
http://so-l.ru/news/y/2018_05_20_atomekspo_2018_chast_1 Sun, 20 May 2018 16:31:59 +0300
<![CDATA[А был ли пик?]]> Читая лекции про перспективы атомной энергетики я вспоминаю примерно десятикратное превышение прогнозов из 60х по атомной мощности над реальностью и причины этого. Если кратко - то причины в переоценке потребления энергии и недооценке количества углеводородов, которые удасться добыть в будущем.

В том числе вспоминаю и Кинга Хабберта (у которого тоже есть прогноз о полной победе атомной энергии к началу 21 века), который угадал с пиком добычи нефти в США, после чего теория пика стала общепризнаной и популярной.

....или не угадал?



С 1956 по 2006 кривые Хабберта неплохо повторяю форму реальной добычи нефти в США, но лежат ниже - недооценка составляет 35-50 млрд баррелей, весьма прилично. С 2006 года прогноз вообще перестает соотносится с действительностью, а в 2018 году разрушается и сама идея "пика добычи нефти в 1960х".

Понятно, почему - ни один прогнозист не может предсказать качественные изменения, которые стартуют уже после составления прогноза. Технологии добычи нефти из труднопроницаемых коллекторов начинают тут новую кривую. Но ведь, как ни крути, количество углеводородов (и любых других ресурсов) в земной коре конечно, а значит пик должен быть? Но как угадать с моментом этого пика? Ведь до сих пор ни один добываемый из земли ресурс не "пикнул", даже золото, которое является очень рассеянным и добывается очень давно



Похоже, пока технологии извлечения ресурсов из коры развиваются быстрее, чем падает средняя концентрация добываемого элемента в месторождениях. Именно поэтому прогнозы об исчерпании предложения (=пик добычи) не оправдываются. Как долго будет продолжаться это благолепие сказать сложно - но на мой взгляд гораздо более вероятны "пики" спроса, связанные с конечным количеством людей на планете сегодня и в будущем.

Все это более-менее банальные вещи, но мне кажется, что большинство "прогнозистов" все еще пребывают в устаревшей парадигме, когда казалось, что дефицит каких-то важных ресурсов наступит вот-вот и важно искать ему замену, а не способы более эффективной добычи или нематериальные смыслы, которые сделают этот ресурс "неправильным" и "устаревшим". Наверное пора и начинать мыслить в этом направлении.

]]>
http://so-l.ru/news/y/2018_05_12_a_bil_li_pik Sat, 12 May 2018 16:16:17 +0300
<![CDATA[Космический реактор Kilopower прошел наземные тесты]]> подробно и тогда разработка была доведена до испытаний системы преобразования тепла в электроэнергию. Что ж, можно констатировать, что великолепный прогресс проекта стал еще лучше.




Реактор Kilopower на Луне (рендер).

В 2017 году в центре им. Гленна НАСА были проведены полномасштабные тепловакуумные испытания прототипа реактора с использованием электрического имитатора тепла распада внутри имитатора активной зоны из обедненного урана. В целом надо отметить, что отработка механизма передачи тепла от активной зоны в генераторы на базе двигателей Стирлинга (далее - ГДС) с помощью тепловых труб являлась чуть ли не самой сложной и важной частью проекта, поэтому затянулась на 3 года. В частности, сложной задачей является запуск натриевых тепловых труб, в которых надо расплавить и испарить часть натрия, что бы образовался достаточный тепловой поток, но при этом не перегреть их. Учитывая "самоуправляемый" характер реактора это не так-то и просто с точно зрения инженерии. Финальный цикл испытаний с болванкой обедненного уран-молибденового сплава был нацелен на испытания тепловых переходов между активной зоной (АЗ) и тепловыми трубами.



Температура в тепловых трубах KIlopower при запуске системы. Термопары расположены по возрастаню номера от имитатора АЗ к приемнику тепла (горячему концу ГДС).

Однако, хотя высокотемпературные тепловые трубы и ГДС - штуки интересные, все это мало касалось ядерной части Kilopower. Полноценный эксперимент с ядерным источником тепла был назван KRUSTY (Kilopower Reactor Using Stirling TechnologY) и проводился с осени 2017 по март 2018 в лаборатории DAF, расположенной в Невадском ядерном полигоне. В этой лаборатории (которая раньше была место сборки ядерных зарядов для испытательных подрывов на полигоне) сейчас расположено четыре критсборки которые используются ядерными лабораториями США для различных экспериментов (в т.ч. довольно мирных - например для измерения дозиметрических констант). Кстати, именно в этой лаборатории началась история Kilopower, т.к. именно здесь расположена критсборка Flattop, на которой в 2011 году провели испытания концептуального прототипа реактора.


Критсборка - донор. Для KRUTSY использована рама и нижняя подвижная система.

Для эксперимента KRUSTY была взята машина Comet, раньше представляющая собой сдвигаемые по вертикали половинки из урановых болванок и отражателей. Теперь сверху разместили собственно Kilopower с вакуумной камерой а подвижной системой на болванку из обогащенного урана надвигали отражатель из оксида бериллия.

Сборка из машины Comet и реактора Kilopower, использованная в эксперименте KRUSTY

После сборки активной зоны (что, кстати, представляет собой отдельный поджанр - с кучей ограничений по наличию рядом людей, материалов) были проведены испытания поведения системы при отказах различных систем. NASA здесь пишет "conducted without power", однако из плана экспериментов вырисовывается несколько другая картина


Сборка активной зоны реактора. Одно из часто встречающихся ограничений при работе с критичными сборками - ограничение на присутсвие людей рядом (скажем не более 2 человек в радиусе 2 метров), что бы не испытывать судьбу наличием большого количества водяных отражателей вокруг оружейного материала. Элементы собираемые инженерами описаны на картинке ниже:



Далее был выполнен физический пуск реактора без системы преобразования с измерениями реактивностных характеристик отражателя и размножающих свойств системы а также, судя по планам - пускового поглощающего стержня из карбида бора, который проектно устанавливается в центре активной зоны и гарантирует незапуск реактора при нештатных ситуациях, например падении при выводе на орбиту
.

Запланированные эксперименты включали в себя вводы реактивности при холодном состоянии реактора в 0,8 и 3 доллара (1 доллар означает превышение над критичностью равное доле запаздывающих нейтронов). При этом происходит рост нейтронной мощности (в случае ввода 3 долларов - быстрый) пока нагрев и расширение топливо не введет отрицательную реактивность и реактор не "успокоится" на определенном уровне мощности.



По планам должны были были измерены размножающие свойства различных элементов сборки при различных температурах.

Здесь надо отметить, что пресс-релиз NASA/DOE весьма скуп на детали, но я на 99% уверен, что именно эти измерения были проведены зимой. Без экспериментальной проверки размножающих свойств реактора ему навсегда бы будет суждено остаться бумажными и не быть допущенным до пусков.


Установка вакуумной камеры на "преобразовательную часть" Kilopower во время зимних тестов.

Наконец, были проведены комплексные испытания системы с пуском реактора и преобразовательной системы, выходом на номинал и прогоном на мощности. Весь тест занял 28 часов, из графика разогрева тепловых труб выше можно предположить что опыт выглядел как "старт за 4 часа + 24 часа работы на номинале". Проводились ли при этом испытания по самоуправляемости реактора (изменение тепловой мощности при изменении нагрузки), не сообщается, но одна картинка из пресс-релиза заставляет предположить, что да, проводились


Сильнокликабельно

На заднем плане тут стойки управления критсборками GODIVA IV и Comet, на экранах можно разглядеть стенд из Comet с Kilopower, отражатель поднят в режим "пуск" и снег на экранах камеры тоже намекает, что это момент длительного прогона. На экранах на заднем столе, надо полагать какие-то ядерные параметры сборки, на экранах ближе к нам - графики температуры с темопар и состояние систем и инструментирования. Зубцы на графиках температуры вполне можно представить себе как включения дополнительных нагрузок. Планы на этот прогон тоже подтверждают эти идею:



На пресс-конференции инженер НАСА еще отметил, что "команда провела испытания последовательности запуска, параметров при работе на номинале, эффективность - причем по всем измеряемым параметрам система удовлетворяет требованиям".

Так или иначе для NASA/DOE это значительный шаг. За предыдущие 40 лет ни один проект гражданского космического реактора не дошел до физпуска, хотя этапы разработки и тепловакуумных испытаний прошли многие. Про военные проекты известно меньше, как минимум для реактора SP-100 испытания зашли весьма далеко - возможно что он был испытан в виде критсборки нулевой мощности. Этот успех невероятен на фоне десятилетий, которые тратили предыдущие, так и не дошедшие до полноценных наземных испытаний, проекты. Однако несмотря на отличную концепцию и успешную наземную отработку, будущее Kilopower неясно.


Концепции миссий к целям в поясе Койпера с применением 10-киловаттной версии Kilopower для обепечения тяги аппаратов.

Область применения подобного реактора хоть и относительно немаленькая, но одновременно и не такая большая: замена РИТЭГам в миссиях автоматических межпланетных станций за пределы орбиты Юпитера, в случае разработки 10 кВт версии - так же снабжение электроэнергией пилотируемых миссий на Луну (хотя относительно миссий на лунный полюс вопрос спорный) и главное - снабжение электропитанием ЭРД миссий к дальним телам солнечной системы. Последняя опция, называемая Nuclear Electrical Propulsion самая продуктивная в смысле улучшения возможностей космических аппаратов и позволяет достичь целей, которые невозможно достичь на химических реактивных двигателях, например орбиты Харона, Плутона и других тел пояса Койпера.

Однако 10 киловаттную версию еще надо разработать. С использованием 380-ваттных тепловых труб, которые есть на прототипе это невозможно, и вообще задача отвести 40 киловатт тепла от относительно небольшой болванки из урана без движущегося теплоносителя выглядит трудной. Вполне возможно, что разработка 10 киловаттного реактора затянется надолго, и неплохо бы найти потребителей и на 1-киловаттную версию, что бы реактор залетал.

Замена же РИТЭГов (особенно их версий со ГДС) мало что дает в силу большого собственного веса Kilopower, кроме потенциального удешевления аппаратов (РИТЭГи обоходятся НАСА в сумму порядка 100 млн долларов за киловатт, явно дороже Kilopower). Мейнстримное проектирование аппаратов НАСА продолжает делать оценки с использованием плутониевых РИТЭГов!


Планируемые НАСА миссии к Нептуну и Урану пока несут на борту РИТЭГи - развитие бортового энергоисточника ровера Curiocity.

Пилотируемые же базы/долговременные миссии где-то на Луне или Марсе же остаются в концептуальной фазе уже много десятилетий, и не похоже, что это та лошадь, которая способна вытащить Kilopower в космос. Собственно даже дальние АМС предусматривают темп запусков 1 раз в 10 лет, а то и реже. Думается, следующий шаг должна сделать именно НАСА, найдя достоенную миссию для Kilopower и сделать его как можно скорее. Будем надеятся, что в ближайший год мы такой выбор увидим, что даст наилучшие шансы на появления нового ядерного реактора в космосе, чего мы не видели уже очень давно.]]>
http://so-l.ru/news/y/2018_05_04_kosmicheskiy_reaktor_kilopower_proshel_naz Fri, 04 May 2018 21:55:05 +0300
<![CDATA[Европейский энергетический флагман дожил до физпуска]]> 10 апреля начался физпуск реактора EPR-1600 на блоке Taishan-1. Это событие завершает 13 лет строительства EPR-1600 в разных уголках мира, по мере которого проект этого реактора казался все более проклятым а судьба его разработчиков все более мрачной. Можно ожидать, что в ближайшие месяцы будут пройдены этапы минимальной контролируемой мощности (т.е. достижения реактором критичного состояния) и энергопуска, что перевернет страницу в судьбе этого проекта.



Представители китайского атомного надзора NNSA подписывают разрешение на загрузку топлива в первом EPR

European Pressurized water Reactor (EPR-1600) электрической мощностью около 1650 мегаватт  - это наследник той эпохи, когда в Европе атомную энергетику считали прогрессивной и полезной. Разработка реактора началась еще в начале 90х объединением немецких и французских разработчиков Siemens NP  и Framatome (в 2000 году слившихся в компанию Areva). Проект EPR вобрал в свой проект множество прогрессивных решений и виделся в на рубеже веков как вершина эволюции реакторов типа PWR, из-за чего маркетологам Areva пришлось придумать деление реакторов на поколения и выделить самое свежее из них “III+”, а затем вписать в него на тот момент один единственный тип, соответствующий высокому званию, EPR-1600.



Первый и второй блок АЭС Taishan

Надо отметить, что технически проект весьма впечатляющий (о чем ниже), но еще больше впечатляет количество проблем, с которыми этот тип реакторов столкнется при воплощении в жизнь. Не смотря на то, что, фактически, у Евросоюза с середины 90х и по сегодняшний день не было никаких альтернативных типов энергетических реакторов, поэтому EPR имел большие или меньшие преимущества во всех тендерах европейских заказчиков, судьба его оказалась невеселой. С 2000 года, когда EPR начал заявляться на тендеры, ситуация с новыми атомными стройками в Европе уже была кардинально иной, чем когда этот проект задумывался (впрочем стоит оговорится, что Siemens NP пошел на слияние не от хорошей жизни, и признаки надвигающихся черных дней были уже на старте разработки). Франция достигла потолка по доле атомных электростанций в энергетике, северная Европа разворачивалась в сторону “зеленой энергетики”, а в Восточной Европе не было достаточного количества денег, чтобы позволить себе EPR.


План АЭС с EPR-1600 1 - Контайнтмент, 2 – Здание бассейна выдержки топлива, 3 – Здание систем безопасности, 4 – Здания аварийных дизельных генераторов,
5 – Здание водоподготовки и спецводоочистки, 6 – Здание переработки радиоактивных отходов, 7 - Санпропускник,
8 – Насосы технической воды систем безопасности, 9 -  Здание турбины, 10 – Здание электрораспределительного оборудования (Switchgear)
11 – Здание насосов  охлаждающей воды, 12 – Вспомогательный бойлер и баки для хранения дистиллята, 14 – Трансформаторы 15 – Офисное здание



План этажа ядерного острова ERP-1600

Тем не менее, в компании Framatome/Areva, в 2000 году только закончившей грандиозную 30 летнюю стройку французской атомной энергетики, а также выполнившего несколько экспортных контрактов в Китае были позитивные ожидания по продажам своего детища. Китай и Индия, США и Великобритания, Скандинавские страны и Восточная Европа - везде Framatome собирался предлагать “единственный в мире реактор поколения III+” с “заманчиво низкой стоимостью киловатта установленной мощности за счет рекордной мощности блока”. Первый тендер Areva взяла в Финляндии, обещая построить меньше чем за 5 лет и за 3,3 млрд евро 3 блок АЭС Олкилуото. Чуть позже французский оператор АЭС EDF тоже разместил заказ на строительство 3 блока АЭС Фламавиль с реактором EPR-1700. Areva уверенно лидировала в тендере на строительство АЭС Барака в ОАЭ. Шли переговоры по строительству 2 блоков в Китае, рассматривались площадки в Индии и США (в т.ч. было начало получение лицензии от американского атомнадзора NRC на строительство EPR в США).



Строительство контейнмента 3 блока АЭС Олкилуото в сентябре 2007


Установленный к концу 2009 года турбоагрегат мощностью 1700 мегаватт с тихоходной турбиной является мировым рекордом по мощности.

Чем вообще был хорош EPR-1600? Как уже говорилось, он вобрал в себя всю европейскую мысль по реакторам типа PWR (подробное описание). Тепловая мощность в 4300 мегаватт и электрическая в 1650 мегаватт являются рекордными среди всех типов РУ. При этом диаметр реактор ~5,4 метра всего на метр больше ВВЭР-1200, мощность которого 3200 мегаватт (тепловых). Масса реакторной установки тоже не сильно выше, чем у реакторов мощностью 1200 мегаватт. Энергоблок имеет рекордный кпд - 40,7% брутто и 38,6% нетто. EPR-1600 должен был стать первым в мире типом реактора с полностью цифровым управлением, включая системы безопасности - за это отвечали в Siemens NP, компании, известной своими передовыми решениями в области цифровых АСУТП.


Интересно, что у ERP входы и выходы воды первого контура сделаны на одном уровне, а не на двух, как на большинстве PWR/ВВЭР мира. Это усложняет внутриреакторную конструкцию, но укорачивает и облегчает корпус реактора.

Активная зона реактора набирается из 241 кассеты стандартного западного типа “квадрат 17х17”. Кассет заметно больше, чем в 1-1,2 гигаваттных реакторах. ERP-1600 стандартно имеет урановое топливо с обогащением по 235 изотопу чуть меньше 5%, однако система управления поддерживает 100% загрузку МОКС-топлива (это первый в мире реактор с такой возможностью). Достигается это за счет использования “серых” поглощающих кластеров, которые позволяют точнее регулировать форму нейтронного поля в АЗ и современные моделирующие алгоритмы (позволившие внедрить маневрирование в немецких блоках). Есть возможность “load-follow” маневрирования и на EPR-1600. Впрочем как минимум на финском и француском блоке полностью эти возможности внедряться не будут.


Организация АСУТП блока


Второй контур реактора собран из 4 вертикальных парогенераторов (в отличии от AP-1000 и APR-1400, в которых их по 2). Системы безопасности представлены 4 независимыми каналами впрыска холодной борированной воды, ступенчатого расхолаживания, конечным поглотителем выступает большой бассейн с водой внутри реакторного отделения. Автономность реактора по расхолаживанию по разным данным от 48 до 72 часов. Имеется и ловушка расплава, причем в отличии от российского варианта она представляет собой большой “бассейн”, а не относительно небольшую “бочку” (что является предметом критики среди профессионалов).



Установка парогенератора и компоновка первого контура в контейнменте (видны места под 4 парогенератора и реактор), АЭС Олкилуото. Интересно, что во всех последних проектах Framatome/Areva применяется крашенный бетон с интегрированными пластинами (как на ИТЭР) - дико трудоемкое решение, не очень понятно зачем нужное внутри контенмента.

Все эти и многие другие навороты привели к тому, что строить EPR сложно, долго и дорого. Диаметр двойного контейнемента (защитной оболочки) реакторного здания - 46 метров, всего на 2 метра больше, чем у ВВЭР-1200, однако высота контейнмента выше уже на 10 с лишним метров (оно и понятно - парогенераторы вертикальные). При этом надо помнить, что у ВВЭР в контейнменте располагаются и все системы безопасности и бассейн выдержки отработанного топлива - у EPR же это все вынесено в пристройки вокруг реактора.





Процесс установки 500-тонного корпуса реактора на 3 блоке АЭС Олкилуото

В целом EPR-1600 получился сложным, “тяжелым”, да еще и не проработанным (не смотря на 14 предшествующих лет разработке) к началу своей первой стройки в Олкилуото. Строительство такого проекта в чужой стране, да еще и славящейся жесткостью своего атомного регулятора STUK обещало стать кошмаром, и оно им стало. Строительство третьего блока Олкилуото продолжается до сих пор (13 год) и привело к утроению изначальной стоимости, а вслед за этим - судебным тяжбам с заказчиком (финской Fortum) и банкротству Areva. Стоит назвать стоимость финского EPR - изначально планы были построить блок за 3,2 млрд евро с расчетной ценой киловатта установленной мощности в 2200$, сегодня же речь идет о 9 миллиардах евро и стоимости порядка 6000$ за киловатт. EPR с треском проиграл тендер в ОАЭ (корейским конкурентам)


Разрез ядерного здания EPR-1600. Слева и ниже реактора видна ловушка раслпава.

Впрочем, проблема стройки в Олкилуото не относится к чисто техническим моментам. Например, большую роль сыграл тот факт, что Framatome/Areva не имела опыта строительства АЭС - только проектирования реакторных установок и надзора за их строительством. С учетом жесточайшего контроля за качеством строительства со стороны STUK такая диспозиция стала источником большинства проблем проекта. Каждая задержка в основном прямо адресовалась к неадекватному контролю субподрядчиков, несоблюдению контроля качества, другими управленческими недоработками. Хватало и новизны и неотработанности систем и оборудования, особенно с учетом того, что пусконаладку приходилось делать не на “домашней” площадке, а в Финляндии.

Установка парогенераторов в Олкилуото


В принципе, можно оценить важность “строительных умений” в проектах АЭС - первый бетон Олкилуото 3 произошел в августе 2005, Фламавиль 3 - в январе 2007, Тайшань 1 - в  октябре 2009, при этом к загрузке топлива все эти реакторы, возможно, приступят в этом году.


Как я уже упомянул - колоссальные задержки и перерасходы привели к банкротству компании Areva, которая, впрочем, была спасена французским правительством от закрытия. Areva и ее заказчики не потеряли ни одной строящейся АЭС, в отличии от американского Westinghouse. Это играет на руку EPR-1600 при участии в будущих тендерах. С другой стороны реальный ценник на EPR оказался настолько велик, что не понятно, какой из операторов в здравом уме подпишется на этот реактор. Так, символом запредельной дороговизны нового европейского атома стала АЭС Hinkley Point C, где с прошлого года сооружается 2 блока EPR-1600. Стоимость этой двухблочной АЭС должна составить 20,3 млрд фунтов или  28 млрд долларов. Впрочем, эта стоимость оценена в фунтах 2025 года, а не сегодняшних (т.е. реальная стоимость процентов на 10-15 меньше), и по видимому задрана максимально для получения значительных субсидий от правительства Великобритании. Но все равно стоимость запредельная, приводящая к стоимости мегаватт*часа в 130 долларов - примерно на уровне ВИЭ-конкурентов с аккумуляторами. Строительство ведет французский EDF, а инвесторами (кроме EDF) выступают китайские и британские фонды и фирмы. Кстати, для второй британской АЭС Sizewell, где также планируется строительство 2 EPR обещают снижение цены на 20%, т.е. до 105 долларов за МВт*ч, что все равно мрачно для конкурентноспособности EPR.



Проектное изображение АЭС Hincley Point C. В настоящий момент (апрель 2018) уже выполняет бетонирование фундамента HPC и можно осторожно расчитывать, что первый блок здесь будет пущен в ближайшие 10 лет.

Кроме поддерживающей на плаву свои атомные умения Великобритании перспективы по строительству АЭС  есть в Индии. 6-и(!) блочная АЭС Джайтапур должна стать самой мощной в мире, если будет когда-либо построена.


Достаточно ли это для поддержания проекта на плаву? В принципе да, 10 блоков на перспективу, плюс возможные в будущем новые стройки в Европе (в той же Франции) - это 15-20 лет работы. Однако довольно очевидно, что амбиции 20 летней давности были гораздо больше. Полностью проигранный американский рынок, где никому не нужны атомные мегаватт*часы по 100+ долларов, сложности с конкуренцией в тендерах (Например в Турции или ОАЭ, где французы проиграли более гибким и дешевым корейцам) привели к попытке создать более простой, дешевый и быстровозводимый реактор Atmea-1, однако эта попытка пришлась на постфукусимский шок и банкротсво Areva, и фактически тоже провалилась.



Загрузка ядерного топлива в открытый реактор Тайшань-1 - начало эксплуатации реакторов EPR-1600

Могла ли судьба EPR сложится по другому? Безусловно да. Если бы в 2000х годах Франция бы продолжила наращивать группировку реакторов по каким-то причинам (например, на фоне общеевропейского роста энергопотребления или пришествия электротранспорта), и EPR бы был построен дома в количестве 10-15 штук, он мог бы получится значительно дешевле и интереснее для экспорта. Остается только пожалеть, что такой мощный и продвинутый реактор появился не в то время или не в том месте.

P.S. Пока я долго дописывал эту статью, появилась информация, что 25 апреля так же началась загрузка ядерного топлива в 1 блок АЭС Саньмэнь - аналогично с героем этой статьи это первый физпуск AP-1000. В очередной раз китайцы опередили "доноров" технологии со скоростью реализации проекта.

P.P.S. На форуме атоминфо появились цифры стоимости китайских EPR "CGN дала текущую оценку стоимости двух блоков Тайшаня с EPR. 71,38 миллиардов юаней за два блока (грубо 11,25 млрд долларов).Перерасход по сравнению с первоначальной сметой - 40%. Конкуренты не верят, что это окончательная сумма. Наиболее неблагоприятные для CGN оценки составляют до 110 млрд юаней за два блока (свыше 17,3 млрд долларов)."
]]> http://so-l.ru/news/y/2018_04_29_evropeyskiy_energeticheskiy_flagman_dozhil Sun, 29 Apr 2018 22:42:05 +0300 <![CDATA[Начата буксировка плавучей АЭС «Академик Ломоносов» в Певек]]>


==
28 апреля 2018 года единственный в мире атомный плавучий энергетический блок (ПЭБ) «Академик Ломоносов» покинул территорию «Балтийского завода» в Санкт-Петербурге, где с 2009 года велось его сооружение, и направился к месту своего базирования - на Чукотку.
По словам заместителя руководителя Дирекции по сооружению и эксплуатации ПАТЭС АО «Концерн Росэнергоатом» Дмитрия Алексеенко, буксировку ПЭБ в город Певек (Чукотский автономный округ) планируется осуществить в два этапа: из Санкт-Петербурга - в Мурманск, а затем из Мурманска - в Певек.

«На первом этапе ПЭБ без ядерного топлива на борту будет отбуксирован с территории Балтийского завода к причалу ФГУП «Атомфлот» в Мурманске. Далее, на втором этапе - ориентировочно летом 2019 года – он, с уже загруженным ядерным топливом и экипажем на борту, будет доставлен из Мурманска в морской порт Певека», - отметил Д. Алексеенко.

Как сообщил в свою очередь руководитель Дирекции по сооружению и эксплуатации ПАТЭС Виталий Трутнев, в последние месяцы интенсивность работ на заказе возросла многократно, что позволило «Росэнергоатому» (заказчик сооружения) твердо быть уверенным в том, что плавучий энергоблок будет готов в срок.

«На сегодняшний день часть работ, предусмотренных контрактом с Балтийским судостроительным заводом, успешно завершена. На следующем этапе, который будет осуществляться на территории ФГУП «Атомфлот» в Мурманске, нам предстоит решить следующую важную задачу - это подготовка объекта для принятия на борт ядерного топлива», - отметил он.

По договору с «Росэнергоатомом» весь комплекс буксировочных и маневровых услуг, связанных с перегоном плавучего энергоблока (ПЭБ) по маршруту Санкт-Петербург - Мурманск - Певек окажет ФБУ «Морская спасательная служба Росморречфлота». По расчетам специалистов, средняя скорость следования буксирного каравана по указанному маршруту при благоприятных гидро-метеоусловиях и при отсутствии каких-либо объективных причин возможных задержек каравана по пути следования – 4,5 узла. Расчетная средняя скорость следования буксирного каравана по запланированному маршруту при благоприятных гидро-, метео- и ледовых условиях, а также при отсутствии каких-либо объективных причин возможных задержек каравана по пути следования составит ориентировочно 3,5 узла.

Напомним, что в самом Певеке, где расположится Плавучая атомная теплоэлектростанция (ПАТЭС), всё это время также велись и ведутся в настоящее время строительные работы - сооружение мола-причала, комплекса зданий, гидротехнических сооружений (ГТС) и береговой площадки, призванных обеспечить безопасную стоянку энергоблока и приемку с него энергомоста в месте, где будут проходить электрические связи и выдача энергии на берег.

После завершения буксировки ПЭБ «Академик Ломоносов» в Мурманск, на площадку «Росатомтомфлота», там запланировано проведение торжественной церемонии с участием представителей СМИ и общественности.

Осенью текущего года в Мурманске состоится загрузка ядерного топлива в реактор и его физический пуск, а готовый к работе ПЭБ доставят по Северному морскому пути к месту работы, раскрепят у мола-причала, и подключат к береговой инфраструктуре в г. Певеке. После ввода в эксплуатацию, который запланирован на 2019 год, ПАТЭС заменит Билибинскую атомную станцию и Чаунскую ТЭЦ, которые уже технологически устарели, и станет самой северной атомной станцией в мире.

Плавучий энергетический блок (ПЭБ) «Академик Ломоносов» проекта 20870 - это головной проект серии мобильных транспортабельных энергоблоков малой мощности. Он предназначен для работы в составе плавучей атомной теплоэлектростанции (ПАТЭС) и представляет собой новый класс мобильных энергоисточников на базе российских технологий атомного судостроения. Станция оснащена двумя реакторными установками КЛТ-40С, которые способны вырабатывать до 70 МВт электроэнергии и 50 Гкал/ч тепловой энергии в номинальном рабочем режиме, что достаточно для поддержания жизнедеятельности города с населением около 100 тыс. человек. ПЭБ – это уникальный и первый в мире проект мобильного транспортабельного энергоблока малой мощности. Он предназначен для эксплуатации в районах Крайнего Севера и Дальнего Востока и его основная цель – обеспечить энергией удаленные промышленные предприятия, портовые города, а также газовые и нефтяные платформы, расположенные в открытом море. ПАТЭС (которая включает в себя ПЭБ и необходимую береговую инфраструктуру) разработана с большим запасом прочности, который покрывает все возможные угрозы и делает ядерные реакторы неуязвимыми для цунами и других природных катастроф. Кроме того, системы безопасности плавучего энергоблока отвечают всем современным требованиям Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ), обеспечивая надежную защиту персонала и окружающей среды.

==

Напомню, что стоимость ПАТЭС + береговой инфраструктуры - 37 миллиардов рублей, т.е. в несколько раз дороже АЭС с ВВЭР в расчете на киловатт мощности. Но, малая мощность, головной экземпляр, морское исполнение, да и трудности с подрядчиком-корабелом дали такую цену.]]>
http://so-l.ru/news/y/2018_04_28_nachata_buksirovka_plavuchey_aes_akademik Sat, 28 Apr 2018 20:15:29 +0300
<![CDATA[Годовщина аварии на чернобыльской АЭС]]>


Скоро (все же) будет пост по строительству "Укрытия" летом и осенью 1986 года над разрушенным 4 блоком ЧАЭС, а пока сошлюсь на свой прошлогодний пост, где собраны разнообразные интересные ресурсы по аварии.]]>
http://so-l.ru/news/y/2018_04_26_godovshina_avarii_na_chernobilskoy_aes Thu, 26 Apr 2018 23:07:11 +0300
<![CDATA[БН-800]]> http://so-l.ru/news/y/2018_04_22_bn_800 Sun, 22 Apr 2018 17:08:52 +0300 <![CDATA[Новые фоточки ИТЭР]]>


Шахта реактора закончена в строительных конструкциях, и накрыта сверху крышкой, которая в какой-то момент позволит сформировать некое подобие чистой комнаты для опережающего монтажа некоторых элементов токамака (например сферических подшипников, на которых будет стоять криостат). В нижней части кадра видно начало формирования перекрытия между уровнями L2 и L3 - под ним видна большая камера для расположения инжекторов нейтрального пучка, а в самом перекрытии видна арматура опоры одного из баков системы гашения пара (нужной для конденсации пара на случай аварии типа "разрыв водных коммуникаций в горячий токамак"). Полезно сравнить вид здания токамака с фотографией полугодовой давности - разница ровно в один этаж, как и полагается. Всего строителям предстоит выполнить еще 1,5 этажа в бетоне и затем накрыть это все легкой металоконструкцией - надо полагать, что где-то через 1,5 года строительство здания токамака будет завершено.

Если взглянуть налево, то там на заднем плане видна тоже постепенно подходящая к концу стройка системы сброса тепла ИТЭР


Сильнокликабельно

В мае там должен начаться монтаж оборудования. Если посмотреть в другую сторону, то можно увидеть уже начавшийся монтаж оборудования криокомбината



Под циферками тут следующие штуки: 1: 6х400 м3 газгольдеров газообразного гелия (всех волнует вопрос, как будет выглядеть их заправка), 2: 1х125 м3 газгольдер газообразного азота, 3: ректификационные колоны производства жидкого азота, 4: генератор азота на короткоцикловой абсорбции (добывает азот из атмосферы), 5: 100 кубометровый бак жидкого азота, 6: теплообменники для получения гелия с температурой 80К (сброс тепла системы производства жидкого гелия и обеспечение нужд комплекса с температурой 80К), 7: здесь пока ничего нет, но будет горизонтально лежащий бак жидкого гелия на 190 кубов.

На заднем плане, кстати, видно готовую строительную часть ОРУ 66 киловольт (между зданиями магнитных конверторов и большими трансформаторами). Здания магнитных конверторов, кстати, уже почти готовы, в том числе кондиционирование и вентиляция - почему-то на остальных строениях процесс установки этой немаловажной вещи основательно застопорился, здание №61, например, уже 1,5 года как достроено, но вентиляцией все никак не обзаведется. Мне кажется в какой-то момент такой подход еще аукнется срывами срока всего проекта.

Наконец, пара фоточек изнутри, где идет какой-никакой монтаж оборудования. Например сборочных стендов для предварительной сборки сегментов реактора:



Готовый наполовину стенд собирают в здании предварительной сборки, примыкающем к зданию токамака. Собирают уже полгода и не без проблем, обещают дособрать в июне и провести все испытания (в т.ч. испытания системы позиционирования элементов для сборки) до февраля 2019. Если верить Главному План-Графику, утвержденному в 2016 году, то начало сборки токамака должно начаться в 3 квартале 2019 с опускания основания криостата в шахту реактора - но совсем не похоже что это реально. Например, раньше во всех описаниях проекта можно было встретить такой момент, что для внутрикриостатных систем нужна высокая чистота, и сборку надо вести в условиях чистой комнаты - не похоже, что за 18 оставшихся месяцев можно успеть достроить здание токамака включая подкрановые пути для местных мегакранов, разобрать временную стенку между ним и зданием предварительной сборки, обеспечить везде необходимую вентиляцию и вычистить объемы.



Впрочем, до очередных переносов графика еще, пожалуй, далеко.

Наконец последняя картинка - армирование "короны" на дне шахты токамака. Эту "корону" забетонируют (по плану - до августа) и затем на нее будет происходить опирание 23 тысяч тонн реактора.



В процессе бетонирования внутрь короны будет установлен первый высокотехнологичный элемент - сверхпроводящий фидер полоидальной катушки №4



Закладная часть фидера (слева) и его упрощенное сечение (справа).]]>
http://so-l.ru/news/y/2018_04_10_novie_fotochki_iter Tue, 10 Apr 2018 00:02:25 +0300
<![CDATA[Бельгия приняла программу отказа от атомной энергетики]]>
"Le Pacte Energetique" обсуждался в Бельгии уже довольно давно, и мне кажется, что в нем как в призме концентрируется вся проблематика будущего европейской электроэнергетики, поэтому кажется интересным посмотреть на него более внимательно.



На первый взгляд "Энергетический пакт" напоминает немецкий "Энергоповорот" в миниатюре - отказ от угля и атома в пользу солнца и ветра. Особенно если ориентироваться на сайт проекта, где я не нашел ни одной цифры по данной программе. Но есть поддерживающие моделирования, где цифр в избытке, например вот. После прочтения начинает вырисовываться немного другая картина - Бельгия вместо замещения угля и атома возобновляемыми источниками после 2025 (или 2035 года, о чем дальше) сядет на импортный газ и импортную электроэнергию, не смотря на то, что основными плюсами "Le Pacte Energetique" называется энергонезависимость и локальные рабочие места. Давайте сначала посмотрим на цифры установленной мощности электростанций:


Здесь отображены установленные мощности для 3 сценариев - EV2017 и UP18 - это просто немножко разные модели, а UP18-Nuc учитывает закрытие 2 самых молодых блоков АЭС не в 2025 году, а в 2035. Видно, что объем ВИЭ-генерации будет нарастать очень вяло, даже по самому оптимистичному сценарию с 2016 по 2030 год должно прирасти чуть меньше 5 гигаватт солнечных мощностей (Китай столько вводит за один месяц), а ветра 8,6 ГВт. С точки зрения генерации электроэнергии основной упор придется на газ и импорт:




Сегодня на все возобновляемые источники приходится 13% генерации, а в 2040 по плану - 42%. Половина от выпадающей атомной генерации будет замещаться газом, еще какая-то заметная часть - импортом электроэнергии. Не похоже на программу развития страны - создания рабочих мест и решения вопросов энергобезопасности. Самое "прекрасное" в этом плане то, что вместо сокращения выбросов СО2 мы увидим их увеличение - напомню, что Германия из-за "зеленого Энергоповорота" по-видимому не сможет выполнить собственные цели по сокращению эмиссии СО2, и в 2020 году можно ожидать скандалов по этому поводу.



Складывается ощущение, что программа принята не по рациональным соображениям. Ее причиной стала невозможность продления или замещения двух атомных электростанций страны Doel и Tihange.

АЭС Doel находится на севере страны, включает в себя 4 блока: №1 и №2 - два блока PWR мощностью по 454 МВт, пуск 1975 (с общим машзалом) поставки Westinghouse, №3 - блок мощностью 1054 мегаватта поставки Framatome введенный в строй в 1982 году и и наконец 4 блок снова от Westinghouse с мощностью 1090 МВт пущенный в 1985.



В 2003 году в Бельгии был принят закон, по которому срок работы станций ограничивался величиной 40 лет, т.е. 1 и 2 блок должны были быть закрыты в 2015 году. Однако в последний момент правительство Бельгии продавило сквозь парламент продление срока эксплуатации для 1 и 2 блока на 10 лет.  Таким образом на данный момент разрешена эксплуатация блока №3 до 2022 года и блоков 1,2,5 до 2025 года.

АЭС Tihange состоит из трех блоков. Tihange-1 введен в строй в 1975, это PWR поставки Framatom мощностью 1010 мегаватт, Tihange-2 в эксплуатации с 1983, PWR мощностью 1055 мегаватт поставки Framatom, наконец блок №3 пущен в 1985 и это 1090 мегаваттный PWR от Westinghouse.



Аналогично 1 и 2 блоку АЭС "Дул", 1 блок АЭС "Тианж" был продлен на 10 лет специальным решением парламента.

Как мы видим, рациональные аргументы позволяли обходить даже законы, принятые парламентом страны. С учетом того, в США уже начались кампании по продлению АЭС до 80 лет, даже политическая невозможность строительства новых станций, на первый взгляд не должна помешать не прекращать эксплуатацию существующих.

Однако, похоже, в Европе существует давление со стороны Еврокомиссии (аналога правительства Евросоюза) на ограничение сроков службы существующих АЭС 40 летним значением. Так, например, чехи признались недавно, что за продление блоков АЭС Дукованы за 40 летний срок "предстоит битва". Это давление исходит от Германии, твердо вставшей на рельсы отказа от атомной энергии, и теперь продавливающей такой же подход по всем европейским странам, видимо выбрав "непродление за 40 лет" как удобный "мягкий" инструмент. И если для Бельгии закрытие АЭС к 2025 году грозят просто финансовыми потерями, то скажем, для Франции, и больше - для всей европейской энергетики сокращение 40 гигаватт АЭС к 2030 году будет фактически катастрофой, купировать которую будет возможно только в полуавральном режиме строительства двух сотен ГВт ВИЭ-генерации + систем хранения энергии и множества новых интерлинков для перетоков.


Себестоимость электроэнергии в Бельгии из моделирования, упомянутого выше. Стоиомсть газа при этом взята средняя между максимумом 13 года и минимумом 16. Виден рост оптовых цен в два раза к 2040 году.

Возможно немцы, которые финансово могут позволить себе перестроить свою энергосистему на ВИЭ-рельсы считают, что "энергоповорот" остальной Европы затягивается, поэтому считают правильным ставить остальные страны в безвыходную позицию. Однако хотелось бы верить, что рационализм все же восторжествует, как это произошло, например, в Швеции и будут найдены какие-то формы сосуществания атомной энергетики и возобновляемых источников. ]]>
http://so-l.ru/news/y/2018_04_01_belgiya_prinyala_programmu_otkaza_ot_atom Sun, 01 Apr 2018 00:44:02 +0300
<![CDATA[Еще один термоядерный стартап получает финансирование]]> заполонили новости о создании нового термоядерного стартапа Commonwealth Fusion Systems, который получил начальные инвестиции в 50 млн долларов от итальянского энергетического гиганта Eni на создание своего прототипа энергетического термоядерного реактора. Это очень интересный и важный проект, и о его месте среди других термоядерных стартапов и физических концепций я и расскажу сегодня.



Итак, новый стартап делает ставку на токамак под названием SPARC, а команда его состоит из выходцев из лаборатории термоядерной плазмы MIT. Люди из индустрии уже из этих двух фактов могут догадаться, что речь идет о установке прототипирующей замечательный концепт токамака ARC - и это действительно он. SPARC - это сверхпроводящий токамак с высоким полем - одна из двух (вторая - это сферические токамаки) альтернативных к классическим токамакам веток развития этих замкнутых магнитных ловушек. Получение финансирования - очень важный момент, т.к. до этого ветвь токамаков с большим полем преследовали неудачи, а ведь это одно из немногих направлений, у которого есть шансы стать основой термоядерной энергетики (в отличии от классических токамаков, у которых этих шансов нет).

Итак, сильное магнитное поле - в чем его плюсы, минусы и почему это важно? Давайте для начала посмотрим, как зависит термоядерная мощность P от размера токамака (задаваемого большим радиусом плазменного бублика R) и индукции магнитного поля B



ITER FEAT - этот тот ИТЭР, который строят сейчас (ITER EDA - изначальный концепт 90х, больше по размерам и мощности). Видно, что если увеличить поле с 5 до 10 тесла (на оси плазменного шнура), то ту же термоядерную мощность можно получить при вдвое меньшем размере, что выливается в 10 раз меньшую стоимость. Вдумайтесь, насколько критично для экономики энергоустановки может быть снижение стоимости реактора в 10 раз при неизменной мощности!

Однако, понятно, что такие поля не даются бесплатно. Более того, до недавнего времени большие магниты с полями выше 6 тесла (внутри реактора, сам магнит имеет поле примерно в два раза выше) могли быть только медными - а это означает совершенно сумасшедшие электрические мощности идущие на нагрев обмоток такого сильнопольного магнита и прокачку охлаждающей воды в объемах "плавательный бассейн в секунду". Для ИТЭР, например, мощность на создание полей в медных магнитах составляла бы 1,9 гигаватта. Даже ученым такие установки не очень нравятся - в процессе импульса медные оболочки прогреваются, меняется ток и поле, т.е. плазменный выстрел не получается стационарным. Такие токамаки не способны быть энергетически окупаемыми, поэтому разработчики сосредоточились на токамаках с низкотемпературными сверхпроводниками.



Здесь показана значения поля, доступные конструкторам сверхпроводящих токамаков при использовании самого сильного низкотемпературного сверхпроводника Nb3Sn

Однако ситуация поменялась примерно 10 лет назад, когда появились первые производства высокотемпературных сверхпроводящих ReBCO кабелей второго поколения. При низких температурах (ирония терминологии - кабели скорее высокопольные, чем высокотемпературные для реальных применений) ReBCO ленты способны выдавать поля в 2-2,5 раза выше классических низкотемпературных.


Инженерный образец соленоида с высоким полем из высокотемпературного сверхпроводника.

Конечно, пока реальное инженерное применение ВТСП пока скорее искусство, чем практика: например есть проблема пережога кабелей при потере сверхпроводимости, дороговизна и крайняя сложность в производстве лент, сложности с проектированием охлаждения и прочностных свойств - но все это преодолимо.

Именно здесь на сцену появляется концепт токамака ARC (который, кроме того, пересматривает еще несколько болевых точек классических токамаков - например бланкет). Однако ARC - это большая и весьма прорывная установка, которая требует ~10-15 лет на создание и ~3 миллиардного бюджета.  Нужен прототип, которые снимет часть рисков и опасений с ARC. Именно таким прототипом является SPARC


При стоимости в 100-200 млн долларов по значению Q (отношение термоядерной мощности к мощности подогрева) установка затыкает все имеющиеся в мире, в т.ч. стоящий 2 миллиарда долларов JT-60SA. Кстати, если посмотреть на график выше, что можно две отметки - C-mod и Alcator C - на самом деле это один и тот же небольшой токамак Alcator C, который долгое время эксплуатировался именно в плазменной лаборатории MIT и достиг в т.ч. рекорда по магнитному полю плазмы - 12 Тесла. Именно MIT на сегодня обладает наибольшим опытом в области токамаков с высоким полем, здесь в прошлые годы были разработаны два аванпрокта: FIRE и BPX, ориентированных на достижение высокой мощности и Q в малом объеме за счет высоких полей. Однако это установки с медными магнитами, а значит - тупиковые в энергетическом поле.

Необходимо вспомнить, что в подмосковном институте ТРИНИТИ тоже в 1987 году был построен "токамак с сильными полем" ТСП, и главное - грандиозный энергокомплекс для питания медных электромагнитов этого токамака. ТСП, к сожалению так и не заработал (при первых запусках была прожжена стенка, а в 90х уже не было финансирования для восстановления), однако на базе этой инфраструктуры предлагалось в свое время построить совместно с итальянцами токамак IGNITOR



Медные тороидальные катушки с захолаживанием до температуры жидкого гелия, полоидальные катушки из сверхпроводящего диборида магния, поле на оси в 10 тесла - в общем ИГНИТОР являлся хорошим примером проектов токамаков с сильным полем (термоядерная мощность в 1/5 от ИТЭР при массе установки в 1/50 от ИТЭР), однако финансирование на него так и не было выделено.


Сходства концепции SPARC с другими предложениями высокопольных токамаков


И отличия от предыдущих концептов: ВТСП в отличии от меди имеет перспективу развития, требует маленькую энергоинфраструктуру, позволяет часто проводить эксперименты.


На этом моменте может сложится картина, что токамаки с сильным полем - это серебряная пуля, позволяющая почти бесплатно на порядок улучшить технические характеристики токамаков, и даже удивительно, что ИТЭР все еще не перепроектирован под ВТСП.

На самом деле физика вносит тут одну весьма неприятную проблему, которая давно висит дамокловым мечем над токамачным направлением в целом.

Смотрите - если мы нашли способ при той же мощности резко уменьшить размеры установки, то плотность энергии, падающей на стенки токамака растет как квадрат коэффициента уменьшения размеров к мощности. Первая стенка, дивертор - элементы, которые в ИТЭР работают на грани (и в некоторых моментах - за гранью) инженерных возможностей человечества, в ARC/SPARC должны быть улучшены в 100 раз.



Этот момент является самым сложным для токамаков с высоким полем, хотя идеи для выхода из тупика тут есть - увеличение поверхности дивертора, "развертка" точки прихода плазмы в дивертор по поверхности дивертора осциллирующим магнитным полем, газовый детачмент (т.е. образование газовой мишени, в которую придет плазма), все наработки по охлаждению - сдаваться создатели SPARC не намерены, хотя говорят о том, что не помешал бы специальный маленький токамак для исследования различных конфигураций и технологий дивертора.

Кроме поверхностного выделения энергии плазмы есть еще и нейтроны, которые для DT реакции уносят 86% энергии. В маленькой машине просто нет достаточно места для размещения достаточных объемов экранировки (эта же проблема является краеугольной для сферических токамаков) - а значит ВТСП магниты будут получать очень заметную нейтронную дозу и даже более того - прямой нагрев такой мощности, которую очень сложно отводить с помощью текущего жидкого гелия.

На последнем моменте хотелось бы заострить внимание:



Здесь показаны компоновочные исследования для SPARC - количество 10секундныз запусков, после которого сверхпроводник и изоляция начинают ощутимо деградировать. Видно, что без экранирования установка приходит в негодность за несколько тысяч запусков, что, впрочем намного превосходит общий опыт реальных DT (а не DD) запусков, который составляет 3000 секунд в 875 запусках.

Нагревание магнитов нейтронами тоже является серьезной проблемой



Полученные значения (1-3 мегаватта подогрева на метр кубический магнитов) не совместимы с простым охлаждением текущим жидким гелием, т.к. теплоемкость его невелика. Даже с кипящим жидким гелием этот вариант не совместим - нужно кипятить 392 литра гелия в секунду с образованием 290 кубометров в секунду - в такой установке просто невозможно прокачивать такие количества. Однако кипящий жидкий водород или неон выглядят гораздо лучше



Температура кипения водорода (20,4 К) и неона (27,1 К) - вполне рабочий вариант для ВТСП, и получается, что магнитная система вполне может "завязаться" в совершенно новом стиле. Однако это требует большого объема инженерных разработок, которые будет сложно выполнить небольшому стартапу.

Впрочем, возможный приз в виде значительного удешевления энергетического токамака привлекает. На данный момент Commonwealth Fusion Systems намеряны сосредоточится на детальном проектировании своего SPARC и поиске дальнейших инвестиций, т.к. 50 млн долларов совершенно недостаточно для строительства этой установки. Весьма интересным моментом, как мне кажется, является то, что CFS рассматривает вариант работы с тритием уже на такой небольшой установке, что пока не было реализовано ни одним другим термоядерным стартапом (да и собственно научных термоядерных установок с тритием история знает всего 3 - токамаки JET и TFTR и лазерный УТС NIF). Возможность реализации этого зависит от количества собранных в проект в будушем денег, т.к. даже небольшое количество трития на установке вздувает ее стоимость на несколько десятков млн. долларов.


По мнению создателей SPARC получение лицензии на установку с тритием не запредельно сложный процесс.

В заключение хочется привести "TODO лист" плазменной лаборатории MIT по пути создания энергетического токамака с высоким полем, и возможные пути выполнения различных элементов этого TODO листа



P.S. большинство слайдов были нагло надерганы с презентации главы Commonwealth Fusion Systems Боба Мумгарда, где есть еще разные интересные моменты.
]]>
http://so-l.ru/news/y/2018_03_25_eshe_odin_termoyaderniy_startap_poluchaet_f Sun, 25 Mar 2018 13:48:46 +0300
<![CDATA[Американцы дают больше денег на ИТЭР в 2019 году, но все равно недостаточно]]> интрига вокруг американского (недо)финансирования ИТЭР, то буквально с полсуток назад парламент США согласовал бюджет FY2019, где ИТЭР будет профинансирован на 122 млн долларов.





Начавшийся на площадке монтаж оборудования (на фото - гелиевые газгольдеры криокомбината) приводит к росту затрат.

Это меньше долговременного плана 2016 года, где надо было бы выделить в FY19 в 175 млн баксов и меньше суммы 212, которая реально нужна в силу того, что в FY2018 американцы сильно ужали финансирование, но все же заметно больше, чем изначально запланированные 65 млн. В общем визит Бернара Биго в сенат/конгресс/администрацию позволил настричь еще 60 млн баксов.

Следует напомнить, что деньги страны-участницы тратят на in-kind вложения, т.е. разработку/производство у себя оборудования, материалов, технологий, из которых будет собиратся реактор и кэш-вложения, расходуемые, скажем, на сборку всего этого на площадке, работу интегратора (ITER IO) и некоторые отдельные куски проекта, которые не попали в in-kind (например, гелиевый криокомбинат профининсирован так).

Раньше сумма кэш-вложений была в районе 300 млн евро в год, соотвественно американцам, имеющим 9% проекта, приходилось отдавать ~30 млн долларов в год, а остальное (~90 млн) они тратили у себя в стране. Однако с началом сборки реакторных систем и токамака ИТЭР кэш-вложения начали сильно расти, емпни, в 18 году до порядка 450 млн евро, а в 19 - 600+. Отсюда и растущие требования к вложению стран-партнеров. ]]>
http://so-l.ru/news/y/2018_03_23_amerikanci_dayut_bolshe_deneg_na_iter_v_2 Fri, 23 Mar 2018 19:33:15 +0300
<![CDATA[Город, покинутый 31 год назад]]> ]]> http://so-l.ru/news/y/2018_03_21_gorod_pokinutiy_31_god_nazad Wed, 21 Mar 2018 16:25:01 +0300 <![CDATA[Смоленская АЭС]]> ИЦАЭ и лично  Наталье Кибисовой и Аревик Акопян, а так же сотрудникам Смоленской АЭС Роману Петрову и Анастасии Лобозовой. Визит у меня получился с группой учителей физики из Смоленска, хотя не везде мы ходили вместе.


Формулируя внутри себя ощущения от САЭС непосредственно в день визита я понял, что традиционный подход не очень-то и получится. Во-первых чаще всего до АЭС доезжают фотоблогеры, делающие упор на фото станции. В моем же случае это сделать сложно - и фотограф я довольно криворукий и ужесточение безопасности не позволяет сегодня делать общих планов САЭС, снимать ОРУ и подходы, т.к. на этих фотографиях видна физическая защита станции. Во-вторых я наверное пересмотрел других репортажей о визитах на АЭС с РБМК - некоторые ракурсы были знакомы до боли, хотя я никогда живьем на РБМК не был.

Поэтому мой репортаж будет состоять в основном из того, чего я не видел и не слышал в других отчетах плюс из лично запомнившихся моментов. Часть фотографий я одолжу других посетителей САЭС, побывавших там до меня.


Общий вид на АЭС с моста над напорным подводящим каналом системы охлаждения конденсаторов АЭС (с) Илья Варламов. Правее виден Административно-Бытовой Корпус (АБК)

При подходе к АЭС очень сложно понять ее реальные размеры - небольшие объекты на карте оказываются вполне себе приличными промышленными сооружениями, одни здания закрывают другие, и в целом, наверное ощутить масштаб станции можно только с воздуха или проработав на ней энное время. Вход в комплекс осуществляется через проходную в АБК. Для таких нерегулярных посетителей, как мы, проход напоминает аэропортовый контроль: сначала металлодетектор и проверка документов охраной АЭС, затем та же процедура сотрудниками Росгвардии (которые раньше назывались Внутренние Войска МВД). Сотрудники станции проходят быстрее - электронный пропуск + биометрический контроль + личный пароль.

АБК станции удивляет лишь полным отсутствием какой-то сакральности - офис и есть офис. Производственная система Росатома, направленная на формирование корпоративной культуры, привела к завешиванию этого офиса слегка угнетающим количеством плакатов, экранов с роликами, стендов с раздаточным материалом и т.п.

Приличный объем здания АБК занимает санпропускник станции, выполняющий функции разделителя между зоной с возможной радиоактивной контаминацией (она же "зона контролируемого доступа", ЗКД) и остальным миром. Санпропускник функционально делится на 4 зоны: шкафчики с "гражданской" одеждой, от которых сотрудники идут дальше в одном нижнем белье и переходных тапочках. Дальше расположен гардероб чистой спецодежды: это хлопчатобумажная одежда, что-то вроде резиновых галош и средства индивидуальной защиты: каска и беруши. Посередине есть еще большое душевое отделение с контролем загрязнения на входе и выходе из него.



Удивительно, что ходить в спецодежде не так и весело - на блоке температура около 30 градусов, обувь откровенно жаркая, постоянно сидящая на голове каска тоже не добавляет комфорта. Смотря фотографии, я был уверен, что передвигаться в этих пижамах гораздо приятнее. Плюс, как я прикинул, даже очень резво пробегающие санпропускник работники АЭС все равно тратят за день около часа для двух проходов в одну сторону и двух в другую (включая выход на обед). Кстати, странным новшеством оказалось полное отсутствие скамеек для одевания-раздевания, судя по фотографиям - раньше они были. Как я понимаю, одинаковый в плане санпропускник занимает 4 этажа АБК, еще один этаж сверху занимает подразделение, обеспечивающее индивидуальный дозиметрический контроль.



Следующая зона санпропускника - это дозконтроль работников. Работники получают из автоматического хранилища термолюминисцентные дозиметры (для снятия показания с которого нужно специальное оборудование), мы получали прямопоказывающие (с экранчиком) дозиметры-радиометры. Забавное обстоятельство - если все бытовые дозиметры имеют шкалу с 1 мкР/ч или 10 нЗв/ч, то здесь дозиметр начинает показывать мощность дозы с 1 мкЗв/ч, т.е. примерно с 6-8 фоновых значений, в 100 раз больше бытовых. До этого горит веселый 0.


Термолюминисцентные дозиметры и правила их использования

Пройдя санпропускник на всех станциях с РБМК мы попадаем в почти километровый коридор идущий внутри деаэраторной этажерки вдоль машзала. Поскольку это основная магистраль, идущих по своим делам работников станции там довольно много. Пройдя примерно 150 метров вдоль - сворачиваем направо в реакторное отделение блока №1. Первая точка - помещение электродвигателей главных циркуляционных насосов. На картинке ниже оно отмечено цифрой 7.



Тут надо отметить, что в целом ГЦН РБМК-1000 мощностью по 4,3 МВт - весьма непростые агрегаты, но снаружи, как и в остальных элементах энергоблока, эта сложность не видна. Приходится додумывать. Например расход насоса - 2,2 кубометра воды в секунду, это вот такая емкость в секунду с каждого насоса:



Ну а насосы на станции выглядят так:



Слева за стенкой, как видно из схемы - водяные коммуникации контура многократной принудительной циркуляции воды. Стенка герметичная и довольно массивная. Я кинул взгляд на дозиметр - он показывал все так же 0, хотя в водяных коммуникациях под нашими ногами должен идти распад продукта активации изотопов кислорода - радионуклидов 16N, 17N. Но, то ли их уже мало в воде, то ли металл экранирует - общий фон меньше 1 микрозиверта в час.



Дальше идем к реакторному залу. По схеме видно, что для этого подняться значительно выше (на ~25 метров). Обычно это происходит на лифте, но для нас - пешком по неосвещенной лестнице, что сразу напомнило мне ролик с подъемом ровно по этой же лестнице на ЧАЭС.


Не перепутайте - видео с остановленной ЧАЭС, а не мое с САЭС.

Дальше - реакторный зал. На входе - монитор системы радиационного контроля:



Значения мощности дозы - от долей микрозиверта до ~40 микрозиверт в час на крышке бассейна выдержки. Реактор весьма хорошо экранирован - меньше одной миллионной гамма квантов долетает до реакторного зала. Немного удивляет объемная бета-активность в 8,2 кБк на кубометр на одном датчике и 17,9 кБк/кубометр на другом - это уже довольно приличные значения. Возможно это радиоактивные благородные газы (Криптон, Ксенон, Аргон).

Наконец, каноническое место: "пятак", верхняя укрывная конструкция РБМК-1000.



Общий вид на зал:



Реактор РБМК-1000 канальный, включает в себя 1661 технологический канал, чуть больше 200 из которых занято поглощающими стержнями системы управления и защиты (СУЗ), а остальное - тепловыделяющими сборками (ТВС). Перегрузка топлива происходит с помощью автоматизированного экранированного манипулятора, который называется разгрузочно-загрузочной машиной. Выглядит она вот так:



Опять тут пример скрытой сложности. За внешне довольно простой конструкцией скафандра биозащиты скрывается набитая разнообразной механикой машина, умеющая на ходу подключаться к технологическим каналам, наполненным водой под давлением 70 атмосфер и температурой 270 градусов, и извлекать отработанные ТВС и ставить новые. Перегрузки выполняются на РБМК практически каждый день (~300 раз в году), т.к. на САЭС используют топливо с обогащением в 2,8% (есть более новое с профилированием обогащения и средним около 3%, которое надо перегружать чуть-чуть реже). Общее представление о механике РЗМ и о процессе перегрузки дает вот этот ролик



Реактор РБМК, кстати, известен еще неповторимым "рисунком" перегрузки. Если на ВВЭР-1000 стараются придерживаться нескольких вариантов перестановки ТВС, то здесь за "карьеру" реактора порядок установки ТВС может никогда не повторится - 1400 каналов и разное время работы ТВС в центре (~3 года) и на краю (~5 лет) приводят к очень большому разнообразию вариантов, какая ТВС пойдет следующей на замену.

В целом тут есть один философский момент. РБМК-1000 в свое время разрабатывался, как "простое" решение, в том плане, что он не требует уникального корпусного оборудования, разработки и обкатки множества решений (т.к. здесь много решений и технологий было взято с промышленных уран-графитовых реакторов). Однако в итоге получился, как мне кажется, монстр с невероятным количеством труб и арматуры, сложной механикой и логикой операций, требующий большого количества усилий по поддержанию в рабочем состоянии. На мой дилетантский взгляд, ВВЭР, хоть тоже не простая система, все же проще и удобнее, как энергетический реактор. При этом идея за счет перегрузки на мощности иметь очень высокий коэффициент использования установленной мощности (КИУМ) не оправдалась - реакторному оборудованию периодически все равно нужен ремонт, а значит и остановки. На ВВЭР удается совмещать ремонт и перегрузку топлива, поэтому реальный КИУМ ВВЭР и РБМК примерно одинаков.

Но вернемся к реакторному залу



Наверху по периметру зала располагается стенд развески разнообразных устройств, которые опускаются в технологические каналы реактора (и самих каналов, которые заменяются в среднем после ~15 лет работы, т.е. фактически - один канал раз в несколько дней). Например на фото выше справа - разнообразные приспособления для ремонта, а слева - подвески топлива. Топливо собирают прямо на АЭС из трех элементов - подвес и 2 пучка твэлов, которые приходят с завода. После сборки ТВС обмывают спиртом, загружают в специальную шахту, откуда ее забирает РЗМ и выполняет перегрузку канала. Старую ТВС РЗМ опускает в один из двух бассейнов выдержки, расположенных рядом с пятаком реактора.


Наша группа, стоящая как раз на крышке одного из двух бассейнов выдержки.

В каждый БВ можно поместить около 750 ТВС, а всего порядка 1500 - примерно на 5 лет работы. Ровно столько же в среднем и должны высвечиваться ТВС, за это время их радиоактивность снижается в 100000 раз. Черенковское свечение от свежих сборок видно глазами, но сфотографировать нормально его у меня не получилось.


Элементы РЗМ под замену под черным полиэтиленом, подвесы ТВС правее (лежат горизонтально), тренировочный/калибровочный стенд и шахты для РЗМ.

Черно-оранжевая разметка отмечает разгрузочную шахту, через которую вывозят высветившиеся в бассейне выдержки ТВС, опуская через эту шахту ТВС в железнодорожный контейнер, в котором их везут на общестанционное мокрое хранилище.

На стенде развески удалось потрогать подготовленный технологический канал, который в скором времени заменит в реакторе отработавший свое


Канал по центру кадра, уходит за край. Нижняя часть - стальная, в середине - циркониевая труба с надетыми на нее графитовыми кольцами для лучшего контакта с кладкой - через этот контакт происходит охлаждение кладки. Внутренний диаметр канала - 80 мм, стенка 4 мм, высота - почти 20 метров.


Здесь слева - ТК с надетыми кольцами а справа - без колец.

Ну и наконец, кто же откажется потрогать настоящее ядерное топливо, путь и через полиэтилен.



Как уже говорилось выше, здесь внутри таблетки диоксида урана с обогащением 2,8%, эрбиевым выгорающим поглотителем. 18 твэлов расположены вокруг центральной несущей конструкции, оболочка твэлов из циркониевого сплава имеет внешний диаметр 13,5 мм и толщину стенки 0,9 мм. Высота каждого из двух пучков твэлов - 3,5 метра. Мощность одной ТВС может составлять до 3 мегаватт.

Рядом на стенде развески висели некоторые штуки, которые работники АЭС посовещавшись назвали поглощающими стержнями СУЗ. Поглощающим материалом на РБМК работает карбид бора. К сожалению, ничего про ПС СУЗ из кобальта, которые на САЭС с некоторых пор используются для получения Кобальта-60, мне не сказали :(





Еще несколько деталей из реакторного зала, которые обычно не видны на фотографиях пресс-служб или посетителей


Небольшая перегрузмашина для перемещения ТВС внутри бассейна выдержки.



Так называемая "малая РЗМ", цепляемая на кран. Чаще всего используется для перемещения ТВС из БВ на отгрузку в центральное хранилище.



Тренажерный стенд для РЗМ.



Аппаратура контроля температуры и уровня воды в бассейнах выдержки. Тут же температура воздуха в реакторном зале - почти 30 С...



Контейнеры для твердых радиоактивных отходов, образующихся в процессе работы  - прессуемых (обычно это что-то металлическое) и сжигаемых (например ветошь или пластик).

На этом мы покинули реакторный зал и отправились в машзал - место, где пар из реактора, пройдя сепарирующую систему, поступает на турбогенераторы. Турбогенераторов у каждого РБМК 2 штуки, по 500 мегаватт.



Две 500-мегаваттные турбины на реактор довольно долго считалось недостатком этого типа реактора - экономичнее было бы поставить 1 турбину на 1000 мегаватт. Однако такая схема позволяет гибче маневрировать мощностью и в теории иметь более высокий КИУМ, что многократно было показано на практике. Сегодня модульные схемы из множества реакторов и турбин рассматриваются как нечто перспективное и прогрессивное - наступление ВИЭ требует уметь маневрировать мощностью.



Паровые турбины на РБМК быстроходные (т.е. вращаются со скоростью 50 оборотов в секунду). Пар поступает в цилиндр высокого давления в центре турбоагрегата и растекается на два потока в противоположные стороны проходя кроме цилиндра высокого давления еще и по 2 цилиндра низкого давления (ЦНД) на сторону, после чего конденсируется и через питательные насосы возвращается в реактор.



На деле схема потоков пара в турбине гораздо сложнее и включает в себя сепараторы-перегреватели пара, регенеративные подогреватели разного давления, дренажи и прочие ухищрения по поднятию КПД. Интересный момент связан с самим паром - ведь он приходит напрямую из каналов РБМК, а значит даже при 100% очистке (чего не бывает) несет в себе продукты активации кислорода воды - радионуклиды 16N и 17N. Эти изотопы имеют полураспад за 4 и 7 секунд, поэтому в другом типе одноконтурных реакторов - BWR - турбина обычно накрыта биозащитой. Мне было интересно, почему этого не делают на РБМК, и сотрудники АЭС считают, что азот успевает распасться, пока проходит системы сепарации пара и воды. В любом случае, возле ЦВД дозиметр снова показывал 0 мЗв/ч, т.е. фактически меньше 1 мЗв/ч или может быть даже меньше 0,6. Наверняка более точным прибором фон как от 16N, 17N так и от других радионуклидов, которые присутствуют в паре в очень незначительном количестве увидеть было бы можно, но как ни крути он не высок.



Обычно видимая на фото линия с турбиной и генератором - это верхушка айсберга, стоящая на примерно 15-20 метрах теплообменного оборудования, маслохозяйства и конденсаторов.


Если забить на старания фотографа испортить кадр неправильным фокусом и присмотрется к этажерке оборудования можно заметить там людей, любезно поставленных сотрудниками САЭС для масштаба.

Да, хочу еще сказать, что машзал - весьма шумное место с ощутимо вибрирующим полом, но к сожалению, никакое видео полностью этого не передает.



Наконец, хочу показать пару фотографий теплофикационного узла САЭС, который используется для отопления города-спутника станции Десногорска. Напомню, что в Китае сейчас есть очень большой интерес к отоплению городов с помощью АЭС, ну вот в Десногорске и других городах-спутниках можно посмотреть на реальный опыт такой теплофикации.



Последней ласточкой зоны контролируемого доступа была набранная за визит доза



50-70% от дневной дозы, полученной естественным путем за примерно 30 минут нахождения в реакторном зале и где-то 15 минут в машзале/помещении ГЦН. Напомню, что годовой норматив работников АЭС - 20000 мкЗв (или 2 бэр), и разрешено набирать до 50000 раз в 5 лет. Складываются эти дозы, конечно, в основном не ходьбой по ЗКД, а дозозатратными работами, например по ремонту реакторного оборудования. Средняя зарплата специалистов, которые ходят в ЗКД при этом ~70000 рублей, что для города в глубинке Десногорска очень неплохо.

Что ж, это были мои впечатления о посещении САЭС, а во второй части попробую рассказать о системе управления, БЩУ и различных историях вокруг РБМК, услышанных в Смоленском Учебно-Тренировочном центре АЭС.
]]>
http://so-l.ru/news/y/2018_03_18_smolenskaya_aes Sun, 18 Mar 2018 18:11:31 +0300
<![CDATA[Россия не отказалась от членства в ЦЕРН]]> пример ее. Все довольно просто - это гнилой журнализм, ни слова лжи, но суть перевернута целиком. Как же все на самом деле?


Ускоритель CERN SPS подготавливает протонные и антипротонные сгустки для инжекции в Большой Адронный Коллайдер. Когда-то SPS был крупнейшим ускорителем в мире.

Более менее нормальный разбор ситуации есть у nplus1, я изложу тут своими словами:

Итак, изначально ассоциированными членами ЦЕРН могли быть европейские страны, а все неевропейские участвовали в конкретных проектах этой организации через отдельные соглашения. Так, Россия плотно участвует в коллаборациях детекторов LHC, некоторых элементах самого ускорителя, разнообразных других экспериментах CERN. Но при этом не является членом организации.

С 2010 года ЦЕРН решил, что теперь и не-европейские страны могут получить такой же статус внутри организации, соотвественно, различные страны начали подавать заявки на получение статуса ассоциированного члена ЦЕРН. Это сделала и Россия в 2012 году. Однако в 2017 году было подписано некое (в деталях не разбирался) соглашение о взаимодействии Россия-ЦЕРН, которое, как я понимаю, более выгодно для России. Поэтому заявка на вступление в членство была отозвана.

Т.е. по сути никакого заметного изменения взаимоотношений ЦЕРН и России не произошло. ]]>
http://so-l.ru/news/y/2018_03_11_rossiya_ne_otkazalas_ot_chlenstva_v_cern Sun, 11 Mar 2018 13:25:40 +0300
<![CDATA[Солнечные башни в пустыне]]>


Поля гелиостатов поворачиваются вслед за солнцем, старательно отражая его в нагревательную башню, где нагревается теплоноситель (соль), которая идет в парогенераторы, пар из которых вращает турбины.

Concentrated Solar Power (CSP) - технология в свое время была первой, которая дала солнечную энергию по относительно адекватному ценнику (порядка 300 долларов за МВт*ч), но 15 лет назад гораздо более простые и подешевевшие солнечные панельки обскакали. Одновременно с Ivanpah (и относительно не далеко) в строй вводились Topaz Solar и Solar Star - за те же деньги (Ivanpah стоила 2,2 млрд долларов) и на той же площади они имеют в 1,5 раза бОльшую мощность и на порядок меньшие операционные расходы (нет трубопроводов с солью, нет турбогенераторов и прочей машинерии). Да и КИУМ Ivanpah оказался весьма посредственным, в первые 3 года работы не поднимаясь выше 18%, и только в последний год он начал слегка превышать 20% (прошлым летом рекорд - 27% КИУМ).

С тех пор солнечные панели подешевели еще в два раза. Можно ли прописать смерть технологии CSP? Не совсем. Есть у нее одно преимущество - возможность задешево хранить дневное тепло в большом теплоизолированном баке с расплавленной солью, т.е. превратить переменчивое солнце в равномерный источник энергии. С увеличением проникновения ВИЭ интерес к системам, которые могут задешево бороться с переменчивостью этих источников растет. В частности, калифорнийская Solar Reserve сейчас предлагает несколько проектов с хранением:

1. Crescent Dunes Solar Energy Project - единственная достроенная на сегодня электростанция от Solar Reserve в Неваде, США. 110-мегаваттная электростанция с хранилищем энернии на 1100 МВт*ч (т.е. 10 часов на полной мощности) обошлась в ~900 млн долларов, т.е. на самом деле дороже Ivanpah. Электроэнергия продается с этой электростанции по цене 135$ за МВт*ч, и пока станция показывает гораздо меньшую производительность, чем заявляется разработчик - в лучшем (2016 году) она выработала 172 ГВт*ч против 500 заявленных, как среднегодовая цель. Впрочем, судя по графику, полноценно станция отработала ~3 месяца, а отстальное время находилась на тестах, ремонтах, модернизациях. Впрочем даже в лучшие месяцы производительность не дотягивала до желанных - в лучше случае экстраполяция на год дает 300 ГВт*ч.


Crescent Dunes Solar Energy

Solar Reserve, впрочем, не унывают, и говорят, что дальше будет лучше. Собственно дальше нас ждут такие проекты:

2. Вариант для Австралии - станция Aurora в Port Augustа. В отличии от Чили, здесь уже начато строительство. Мощность электростанции 150 мегаватт, из которых 135 мегаватт доступно в течении светового дня и 8 часового периода после (хранилище на 1100 МВт*ч). Названная стоимость станции - 650 млн австралийских долларов, цена мегаватт*часа - 78 австралийских долларов, что является весьма низкой ценой для Австралии. Интересно, что хранилище энергии Aurora будет в 8,5 раза больше, чем разрекламированная батарея Тесла в том же штате, при том, что цена всей электростанции больше тесловского проекта в ~10 раз.




3. Чилийская станция Tamarugal с базовой мощностью 450 мегаватт. Базовая означает, что эту мощность станция может выдавать 24 часа в сутки благодаря хранилищу тепловой энергии на 13 часов работы. Тепловая мощность при этом соотвествует примерно 900 мегаваттам электрических. Стоимость станции пока не называется, но Solar Reserve предложило поставку электроэнергии с этой электростанции по внушительной цене в 50$/МВт*ч - дешевле, чем у большинства новых электростанций. КИУМ при этом должен быть в районе 35%, впрочем, такое улучшение может быть достигнуто за счет 25% преимущества в инсоляции в Чилийской Атакаме перед Калифорнийскими пустынями.



Этот проект пока находится на этапе поиска финансирования.

4. Еще один проект в Неваде, США - Sandstone. Здесь уже планируется поставить 20 стандартных модулей от SR по 150-200 мегаватт мощности (т.е. всего до 2 ГВт) и иметь 20 ГВт*ч хранилище. Стоимость проекта Solar Reserve оценивает в 5 млрд - т.е. чуть ли не в 10 раз удельно дешевле, чем пилотный проект там же, в Неваде. Планируется достичь такого прогресса за счет серийного производства оборудования и оптимизации строительства.



==

Конечно, стоит трезво оценивать перспективы этой технологии и проектов: слишком уже далеко впереди сегодня фотовольтаика по ценам, которые для последних проектов в Саудовской Аравии и ОАЭ достигли 20$ за МВт*ч (без хранения). Сверхнизкая себестоимость, пусть и переменчивого электричества делает более выгодными комбинации типа солнечные батареи + газотурбинные ТЭЦ, т.к. в местах с хорошей инсоляцией солнечное электричество уже получается дешевле топливной составляющей СЭС (т.е. выгоднее ставить панели, чем жечь газ).

Единственным преимуществом CSP остается хранение энергии, впрочем его однонаправленных характер (т.е. невозможно запасать энергию из сети - только от солнца) опять же подрывает базу. Думается, когда (и если) произойдет еще 2-3 кратное снижение стоимость литий-ионных АКБ, можно будет еще раз оценить перспективы CSP. Ну а пока будем ждать новостей по реализации проектов на этой забавной технологии ВИЭ.]]>
http://so-l.ru/news/y/2018_03_08_solnechnie_bashni_v_pustine Thu, 08 Mar 2018 22:41:56 +0300
<![CDATA[Анонс мероприятий]]>
Напомню, что Смоленская АЭС - трехблочная АЭС с РБМК, блоки пущены в 1983, 1985 и 1990 годах (последний блок САЭС - самый молодой РБМК). Первые два блока прошли продление эксплуатации до 45 лет, третий в процессе.



У меня самого заготовлены такие вопросы:
1. Как выглядит продление сроков эксплуатации
2. Обращение со свежим и отработанным ядерным топливом - на РБМК этот процесс сложнее и интереснее, чем на ВВЭР
3. Резка графита для продления срока жизни блока
4. Всякие вопросы по активности в одноконтурном реакторе (в BWR, например, турбина обычно закрыта биозащитой, на РБМК - нет).

Кроме того, после САЭС, в Десногорске (город-спутник этой АЭС) в 14.30 в конференц-зале Реабилитационно-оздоровительного и досугового центра (Дворец молодежи), я читаю лекцию по перспективам термоядерной энергетики, которая называется "Термояд - стартап в масштабах планеты".

14 числа я буду комментировать показ фильма "Да будет свет!" про мировую термоядерную программу. Фильм такой скорее фестивально-документальный, чем научно-популярный, но все равно, надеюсь ИЦАЭ будет его показывать шире, потому что некоторые моменты там схвачены хорошо.


Трейлер фильма

К сожалению, показ в совсем неудобное время и месте (в 10 часов утра 14 марта в Смоленском филиале МЭИ), но если вдруг меня читают студенты смоленского филиала МЭИ - приходите.]]>
http://so-l.ru/news/y/2018_03_05_anons_meropriyatiy Mon, 05 Mar 2018 10:23:46 +0300
<![CDATA[Несколько слов про крылатую ракету с ядерным источником энергии]]>
И вот такое видео



Резюмируя ощущения от показанного проекта можно сказать, что это крайнее удивление на грани недостоверности показанного. Попробую объяснить, почему.

Да, исторически разработки крылатых ракет с прямоточным ядерным воздушным двигателем были: это ракета SLAM в США с реактором TORY-II, концепт Avro Z-59 в Великобритании, проработки в СССР.


Современный рендер концепта ракеты Avro Z-59, массой около 20 тонн.

Однако все эти работы шли в 60х как НИОКР разной степени глубины (дальше всех зашли США, о чем ниже) и продолжения в виде образцов на вооружении не получили. Не получили по той же причине, что и многие другие проработки Atom Age - самолеты, поезда, ракеты с ЯЭУ. Все эти варианты транспортных средств при некоторых плюсах, которые дает бешенная плотность энергии в ядерном топливе, имеют очень серьезные минусы - дороговизна, сложность эксплуатации, требования постоянной охраны, наконец неудовлетворительные результаты разработок, про которые обычно что мало известно (публикуя результаты НИОКР всем сторонам выгоднее выставлять достижения и скрывать неудачи).

В частности, для крылатых ракет гораздо проще создать носитель (подводную лодку или самолет), который "подтащит" множество кр к месту пуска, чем морочится с небольшим парком (а большой парк освоить невероятно сложно) крылатых ракет, запускаемых со своей территории. Универсальное, дешевое, массовое средство победило в итоге малосерийное, дорогое и с неоднозначными плюсами. Атомные крылатые ракеты не пошли дальше наземных испытаний.

Этот концептуальный тупик 60х годов КР с ЯЭУ, на мой взгляд, актуален и сейчас, поэтому основной вопрос к показанному "зачем??". Но еще более выпуклым его делают проблемы, которые возникают при разработке, испытаниях и эксплуатации подобного оружия, о чем говорим дальше.

Итак, начнем с реактора. Концепты SLAM и Z-59 были трехмаховым низколетящими ракетами внушительных габаритов и массы (20+ тонн после сброса стартовых ускорителей). Страшно затратный низколетящий сверхзвук позволял по максимуму использовать наличие практически не ограниченного источника энергии на борту, кроме того, важной чертой ядерного воздушного реактивного двигателя является улучшения кпд работы (термодинамического цикла) при росте скорости, т.е. та же идея, но на скоростях в 1000 км/ч имела бы гораздо более тяжелый и габаритный двигатель. Наконец, 3М на высоте в сотню метров в 1965 году означало неуязвимость для ПВО.

Получается, что раньше концепция КР с ЯЭУ "завязывалась" на высокой скорости, где преимущества концепции были сильными, а конкуренты с углеводородным топливом ослабевали.

Показанная же ракета, на мой взгляд, околозвуковая или слабосверхзвуковая (если, конечно, верить, что на видео именно она). Но при этом габарит реактора уменьшился значительно по сравнению с TORY-II от ракеты SLAM, где он составлял аж 2 метра включая радиальный отражатель нейтронов из графита


Активная зона первого тестового реактора TORY-II-A во время сборки.

Можно ли вообще уложить реактор в диаметр 0,4-0,6 метра? Начнем с принципиально минимального реактора - болванки из Pu239. Хороший пример реализации такой концепции - космический реактор Kilopower, где, правда, используется U235. Диаметр активной зоны реактора всего 11 сантиметров! Если перейти на плутоний 239 размеры АЗ упадут еще в 1,5-2 раза.



Теперь от минимального размера мы начнем шагать к реальном ядерному воздушному реактивному двигателю, вспоминая про сложности. Самым первым к размеру реактора добавляется размер отражателя - в частности в Kilopower BeO утраивает размеры. Во-вторых мы не можем использовать болванку U или Pu - они элементарно сгорят в потоке воздуха буквально через минуту. Нужна оболочка, например из инкалоя, который противостоит мгновенному окислению до 1000 С, или других никелевых сплавов с возможным покрытием керамикой. Внесение большого количества материала оболочек в АЗ сразу в несколько раз увеличивает необходимое количество ядерного топлива - ведь "непродуктивное" поглощение нейтронов в АЗ теперь резко выросло!


Размер всего ПВРД с ЯЭУ TORY-II

Более того, металлическая форма U или Pu теперь не годится - эти материалы и сами не тугоплавкие (плутоний вообще плавится при 634 С), так еще и взаимодействуют с материалом металлических оболочек. Переводим топливо в классическую форму UO2 или PuO2 - получаем еще одно разбавление материала в АЗ, теперь уже кислородом.

Наконец, вспоминаем предназначение реактора. Нам нужно прокачивать через него много воздуха, которому мы будем отдавать тепло. примерно 2/3 пространства займут "воздушные трубки".



TORY-IIC. Твэлы в активно зоне представляю собой шестигранные полые трубки из UO2, покрытые защитной керамической оболочкой, собранные в инкалоевых ТВС.

В итоге минимальный диаметр АЗ вырастает до 40-50 см (для урана), а диаметр реактора с 10-сантиметровым бериллиевым отражателем до 60-70 см. Мои наколеночные прикидки "по подобию" подтверждаются проектом ядерного реактивного двигателя MITEE, предназначенного для полетов в атмосфере Юпитера. Этот совершенно бумажный проект (например температура АЗ предусматривается в 3000 К, а стенки из бериллия, выдерживающего от силы 1200 К) имеет рассчетный по нейтронике диаметр АЗ в 55.4 см, при том, что охлаждение водородом позволяет слегка уменьшить размеры каналов, по которым прокачивается теплоноситель.


Сечение активной зоны атмосферного реактивного ядерного двигателя MITEE и минимальные достижимые массы для различных вариантов геометрии АЗ - в скобках обозначены отношения длины к шагу твела (первай цифра), количество твэлов (вторая цифра), количество элементов отражателя (тертяя цифра) для разных композиций. Небезинтересен вариант с топливом в виде Америция 242m и отражателем из жидкого водорода :)

На мой взгляд воздушный ядерный реактивный двигатель можно впихнуть в ракету диаметром около метра, что впрочем, все же не кардинально больше озвученных 0,6-0,74 м, но все же настораживает.

Так или иначе, ЯЭУ будет иметь мощность ~несколько мегаватт, питаемые   ~10^16 распадов в секунду. Это означает, что сам реактор будет создавать радиационное поле в несколько десятков тысяч рентген у поверхности, и до тысячи рентген вдоль всей ракеты. Даже установка нескольких сот кг секторной защиты не сильно снизит эти уровни, т.к. нейтронны и гамма-кванты будут отражаться от воздуха и "обходить защиту". За несколько часов такой реактор наработает ~10^21-10^22 атомов продуктов деления c с активностью в несколько (несколько десятков) петабеккерелей который и после остановки создадут фон в несколько тысяч рентген возле реактора. Конструкция ракеты будет активирована до примерно 10^14 Бк, хотя изотопы будут в основном бета-излучателями и опасны только тормозным рентгеном. Фон от самой конструкции может достигать десятки рентген на расстоянии 10 метров от корпуса ракеты.


Рентген ракеты SLAM. Все приводы пневматические, аппаратура управления находится в капсуле, ослабляющей излучение.

Все эти "веселости" дают представление, что и разработка и испытания подобной ракеты - задача на грани возможного. Необходимо создать целый набор радиационно-стойкого навигационного и управляющего оборудования, испытать это все довольно комплексным образом (радиация, температура, вибрации - и все это на статистику). Летные испытания с работающим реактором в любой момент могут превратиться в радиационную катастрофу с выбросом от сотен террабеккерелей до единиц петабеккерелей.  Даже без катастрофических ситуаций весьма вероятная разгерметизация отдельных твэлов и выброс радионуклидов.

Конечно, в России до сих пор есть Новоземельский полигон на котором можно проводить такие испытания, однако это будет противоречить духу договора о запрещении испытаний ядерного оружия в трех средах (запрещение вводилось с целью недопущения планомерного загрязнения атмосферы и океана радинуклидами).

Наконец, интересно, кто в РФ мог бы заниматься разработкой подобного реактора. Традиционно изначально высокотемпературными реакторами занимался Курчатовский институт (общее проектирование и расчеты), Обнинский ФЭИ (экспериментальная отработка и топливо), НИИ "Луч" в Подольске (топливо и технологии материалов). Позже к проектированию подобных машин подключился коллектив НИКИЭТ (например реакторы ИГР и ИВГ - прообразы активной зоны ядерного ракетного двигателя РД-0410). Сегодня НИКИЭТ обладает коллективом конструкторов, которые выполняют работы по проектированию реакторов (высокотемпературный газоохлаждаемый РУГК, быстрые реакторы МБИР, БРЕСТ), а ФЭИ и "Луч" продолжают заниматься сопутствующими расчетами и технологиями соотвественно. Курчатовский институт же в последние десятилетия больше перешел к теории ядерных реакторов.


Ближайшими родственниками воздушных ЯРД являются ЯРД космические, продуваемые водородом.

Резюмируя, хочется сказать, что создание крылатой ракеты с воздушным реактивным двигателеям с ЯЭУ является в целом выполнимой задачей, но одновременно крайне дорогой и сложной, требующей значимой мобилизации людских и финансовых ресурсов, как мне кажется в большей степени, чем все остальные озвученные проекты ("Сармат", "Кинжал", "Статус-6", "Авангард"). Очень странно, что эта мобилизация не оставила ни малейшего следа. А главное, совершенно не понятно, в чем польза от получения подобных образцов вооружений (на фоне имеющихся носителей), и как они могут перевесить многочисленные минусы - вопросы радиционной безопасности, дороговизны, несовместимости с договорами о сокращении стратегических вооружений.

P.S. Впрочем "источники" уже начинают смягчать ситуацию: "Источник, близкий к ВПК, рассказал «Ведомостям», что радиационная безопасность при испытаниях ракеты была обеспечена. Ядерную установку на борту представлял электрический макет, говорит источник."
]]>
http://so-l.ru/news/y/2018_03_02_neskolko_slov_pro_krilatuyu_raketu_s_yade Fri, 02 Mar 2018 19:19:03 +0300
<![CDATA[Небольшой апдейт к "Ядерной реальности космических баз"]]> Год назад у меня был пост про различные проекты ядерных энергоустановок для обеспечения энергией будущих местообитаний человека на других планетах. И вот появились некоторые новые мысли, которыми можно дополнить прошлогодний пост.

Речь пойдет про южный полюс Луны, который с высокой достоверностью содержит довольно приличные по объему запасы воды в вечно затененных кратерах. В то же время "вечная затененность" отсекает простое использование солнечных батарей, которые при прочих равных выигрывают у ядерных источников электроэнергии с разгромным счетом. Однако, хорошо известно, что рядом с вечно затемненными кратерами располагаются и "пики вечного света". Мне всегда было интересно, насколько "вечным" является свет на этих пиках, насколько они велики, насколько сложной и дорогой будет в целом солнечная электростанция, которую там можно будет построить.


Район южного полюса луны, снятый японской станцией "Кагуйя" с обозначенными пиками вечного света. Эти же точки обсуждаются в тексте ниже.

Первый ответ на эти вопросы найти не сложно - пики “вечного” света, примерно десяток которых разбросаны в пределах 100 км от южного полюса, освещены не 100% времени. Для лучшей локации, расположенной на ободе кратера Шеклтон Солнце светит в течении 86% лунного года, а целом же “вечно освещенными” считают площадки, где Солнце светит больше 70% времени.

Однако за этим знанием встает более животрепещущий вопрос: а какова максимальная длительность периодов тени? Если солнечные панели на орбите земли уже имеют весовую отдачу в 100+ ватт на килограмм массы, то лучшие литий-ионные аккумуляторы космического исполнения - 100 ватт*час на килограмм массы. Уже через час аккумуляторы сравняются по весу с солнечной электростанцией, отдающей такую же мощность, через сутки превзойдут ее в 24 раза, а через неделю вес солнечной батареи окажется ошибкой округления на фоне веса АКБ. А тем временем на экваторе Луны ночь длится 2 земных недели…



Солнечные батареи UltraFlex космического аппарата InSight, имеющие весовую отдачу в 80 Вт/кг на орбите Земли.

Здесь легко ввести весовой критерий: если взять, к примеру проект лунной АЭС от NASA Fission Surface Power System (FSP) с полезной мощностью в 40 кВт и весом в 5800 кг, то просто солнечные панели будут легче примерно в 10 раз (с учетом веса поддерживающих конструкций: энергомассовое совершенство панелей дано для невесомости). Однако в условиях хотя бы суточных затмений FSP окажется уже в два раза легче, чем ВИЭ-электростанция.



Рендер АЭС FSP на Луне - сам реактор закопан в грунт, из которого торчит только большой радиатор-излучатель сбросного тепла

Теперь можно возвратиться к первому вопросу: какова длительность тени на пиках “вечного” света? Спасибо kiri2ll, который заметил, что эти данные появились на википедии, которая ссылается на статью 2010 года по моделированию освещенности южного полюса Луны. Исследователи отмечают две точки - “A” на ободе кратера Шеклтон и “B” на горной гряде в 10 километрах от этого кратера. Точка “А” освещена 81% времени в течении года, точка “B” - 82%. Однако затемнения этих кратеров происходят по разному - на ободе Шеклотона Солнце максимально отсутствует в течении примерно 90 часов, а в худшем лунном дне (который длится 28 земных) освещенность этой точки падает до 44% времени. Безымянному кряжу неподалеку от Шеклтона повезло больше (точнее может повезти будущим колонистам) - максимальная непрерывная длительность тени всего лишь 24 часа, хотя в худший месяц затененность составляет 56%, и включает в себя 12 дней, когда солнце выглядывает совсем не надолго, затем снова скрываясь на период от 12 до 24 часов.

Точка “B” при этом является местом с самым “вечным” светом на Луне, а совместно с расположенной в 5 километрах точкой A обеспечивает вообще 94% времени засветки Солнцем.



На этой диаграме показано моделирование освещенности в течении 6 месяцев (т.е. 6 лунных дней). Каждая точка показывает направление на солнце и его высоту (отрицательную относительно идеального горизонта) для периода в 1 земной день. Светлые цвета означают освещенность в течении всего дня, темные - что пик находится в тени какое-то время.

В отличии от ситуации расположения солнечной батареи на экваторе, где понадобится сверхтяжелый аккумуляторный бэкап, масса солнечной электростанции, размещенной в точке “B” и питающей поселение внутри кратера Шеклтон хотя бы сравнима с ядерной электростанцией, и теоретически дополнительный вес может окупиться за счет ухода от возни с радиационно-опасным объектом и за счет исключения расходов на разработку лунной АЭС. Но не спешите.



Топографическая карта окресностей южного полюса Луны. Круг до 80 градусов имеет диаметр 560 км, кратер Шеклтон, на ободе которого расположен сам южный полюс имеет диаметр 21 км. Как видно, по вертикали район южного полюса очень изрезан.

Есть еще одно соображение - дистанция. На картах может показаться, что между дном кратера Шеклтон и точки “В” рукой подать, на деле же между ними больше 20 км по горизонтали и 5(!) километров подъема. Даже здесь, на Земле, прокладка ЛЭП на такое расстояние по такой местности - крайне неприятное мероприятие, которого стараются избежать всеми силами. На Луне же, как мне кажется, этот момент ставит крест на красивой идее запитки “вечным светом”, во всяком случае в для поселения внутри кратера Шэклтон в обозримом будущем.



Карта NASA. где на южный полюс наложены основные дороги г. Хьюстон и нарисованы точки "вечного света"

Отсюда можно сделать вывод: несмотря на относительно положительные для солнечной энергетики цифры по освещенности пиков вечного света, любая серьезная активность в местах залежей водяного льда на Луне потребует ядерных энергоисточников, как минимум на начальном периоде.

]]>
http://so-l.ru/news/y/2018_02_23_nebolshoy_apdeyt_k_yadernoy_realnosti_k Fri, 23 Feb 2018 12:31:29 +0300