Кипящие конкуренты

[tnenergy.livejournal.com]

Оригинал взят у tnenergy в Кипящие конкуренты

Если вы взгляните на мировую ядерную энергетику - 438 работающих реактора с точки зрения расклада по типам, то увидите, что у классических реакторов с водой под давлением (PWR) существует заметный конкурет (90 штук против 260 PWR) — кипящие водяные реакторы или BWR

\
Корпус реактора ABWR размером 7х22 метра и тепловой мощностью в 4 гигаватта.

Кипящие водяные реакторы, как следует из названия, отличаются от самых массовых реакторов под давлением тем, что охлаждающая их вода начинает кипеть в активной зоне, пар сепарируется и идет прямо на турбину. Таким образом, система с BWR избавляется от сложных и дорогих парогенераторов. Последние в случае реакторов под давлением нужны для того, что бы отнимать тепло у циркулирующей через активную зону воды и испарять этим теплом другую воду - второго контура. Парогенераторы стоят не сильно дешевле, чем сам атомный реактор, устроены не то что бы кардинально проще, а кроме того, циркуляционные трубопроводы между реактором и парогенераторами - предмет особого контроля, ведь их разрыв может привести к катастрофическим последствиям. Есть и еще несколько важных преимуществ, которые я разберу ниже.

Схема устройства кипящего реактора


И реактора с водой под давлением.

Таким образом кипящие BWR - это попытка сделать ядерную энергетику проще и дешевле. Почему же бал правят PWR? Для ответа придется углубится в историю вопроса.

Модель реактора BWR/3 в полный размер.

Вода в водяных реакторах работает не только теплоотводом, но и замедлителем нейтронов. Из-за этого реактор, в котором возможно кипение воды в активной зоне оказывается очень чувствительным к расходу теплоносителя и сложным в управлении. Появляются запрещенные режимы по расходу теплоносителя через заданную зону, сложнее становится запуск и останов, вероятнее авария. Тем не менее несколько уничтоженных лабораторных реакторов позволили нащупать правильный путь, и в середине 50х известная компания General Electric в пику своим конкурентам Westinghouse и Combustion Engineering предложила рынку первый BWR.

Первый коммерческий BWR - АЭС Dresden-1 (в США, а не в Германии, как можно бы подумать).


Вся электростанция расположена в в шаровом контейменте.

Лично меня завораживает этот стиль.

В период бурного развития атомной энергетики в 60х - 80х, BWR-реакторы активно распространяются сначала по США, затем в Японии и Европе. GE активно развивает линейку, появляются дизайны и от шведской ASEA, немецкой KWU, японской Toshiba.

Разрез стандартного гигаваттника 70х-80х.

В итоге дизайн кипящих реакторов стабилизируется в следующем виде: в большом сосуде размещается активная зона (№15 на картинке выше) с плотностью энерговыделения примерно вдвое меньше, чем в реакторах с водой под давлением. Давление в корпусе поддерживается в районе 70-80 атмосфер, и при ~285 C вода начинает подкипать. Паросодержание в активной зоне составляет 10-15%, далее пароводяная смесь выносится вверх в сепаратор (6), где вода возвращается в АЗ, а пар поступает в осушитель (3) (избавляющий от последних капелек воды) и далее в паропровод на турбину. Циркуляция воды через АЗ поддерживается двумя внешними петлями(18,19) с электронасосами, которые нагнетают воду в расположенные внутри корпуса реактора струйные сопла. В силу расположения вверху корпуса пароводяных сепарирующих устройств управляющие элементы вводятся в АЗ снизу (22), и в отличии от PWR они представляют собой не стержни, ходящие внутри специальных каналов в тепловыделяющих сборках, а крестоподобные конструкции, перемещающиеся в зазорах между квадратными ТВС.

Сами ТВС схожи с такими у реакторов с водой под давлением, только в силу меньшего удельного энерговыделения и необходимости использовать более толстые оболочки они имеют увеличенные в диаметре твэлы в меньшем количестве (64 или 81 твэл в ТВС против ~280 у PWR).

BWR электростанция в подробностях. Сильнокликабельно.

Преимущества BWR

• Первый контур реактора работает при давлении 70 атмосфер против 160 у реакторов под давлением.




• Меньшие строительные объемы на мегаватт мощности.




• Меньшие рабочие температуры, в т.ч. в твэлах.




• Отсутсвие парогенераторов, компенсаторов давления и даже главных циркуляционных насосов (в ESBWR)




• Меньшее количество трубопроводов большого диаметра под большим давлением и ассоциированным с этим риском потери теплоносителя.




• BWR не использует борную кислоту в режиме на мощности для регулирования реактивности.




• За счет отказа от поглощения нейтронов в боре, и чуть более слабого замедления нейтронов (из-за пара), наработка плутония в таком реакторе будет выше, чем в ВВЭР и доля использованного U238 тоже выше.

Минусы BWR

• Заметно более сложное управление, наличие запрещенных режимов в плокости мощность/расход теплоносителя, необходимость бОльшего количества датчиков обратной связи.




• Нужен корпус реактора в ~2 раза бОльший по объему, чем у ВВЭР сравнимой мощности. Не смотря на то, что расчитан он на меньшее давление, он сложнее в изготовлении и транспортировке.




• Загрязнение турбины продуктами активации воды - короткоживущим N-17 и следами трития. Это довольно сильно усложняет регламентные работы. Кроме того, необходимо ставить ловушки для извлечения из паровых петель радиоактивных продуктов корозии.




• Усложнение системы аварийного ввода поглощающих стержней - поскольку они вводятся вниз, то пассивная система уже не просто электромагнитные защелки и пружины, а аккумуляторы давления.




• Кавитационная корозия и радиолиз в твэлах с выносом радиактивности в турбину и конденсатор, а так же с выносом водорода и кислорода из АЗ (реальные случаи взрывов гремучего газа с повреждением системы на АЭС Хамаока-1 и АЭС Брунсбютель).




• Нижнее расположение СУЗ, с соотвествующими сложностями по коррозии, доступу для обслуживания, механизмам аварийного введения.

Эволюционное развитие BWR в 70х-80х было направленно на упрощение конструкции, ускорение строительство - в целом на получение экономических преимуществ. Если посмотреть на сегодняшний расклад по удельным затратам на строительство, по срокам строительства, то можно увидеть значительное преимущество самого молодого реактора линейки ESBWR над PWR конкурентами.

Кстати, сроки строительства ABWR реально выдерживались в 40 месяцев, а у PWR нигде не были меньше 55 месяцев.

Однако, в 80х, особенно после аварии на Чернобыльской АЭС ужесточающиеся требования по возможностям удержания радиоактивных продуктов внутри корпуса реактора или хотя бы конфаймента (т.е. герметичного здания реактора) входят в противоречие с простотой “реактора-трубы”. Любой разрыв твэла приводит к разносу продуктов деления по всему контуру, которые оседают в турбине и конденсаторе. Атомнадзоры многих стран начинают смотреть на эту простоту всю хуже и хуже. В 90х от проектов кипящих реакторов отказываются немцы и шведы, и на рынке остаются основатели линии GE и японцы Toshiba и Hitachi. Остальные страны, умеющие проектировать и строить атомные реакторы выбирают PWR, в том числе Китай - бенефециар большинства новых атомных строек 21 века.

Намозоливший глаза разрез здания первого блока АЭС Фукусима. Картинка из GE'шных мануалов.

11 марта 2011 года смертоносный удар технологии кипящий реакторов наносит авария на АЭС Фукусима, где сразу 3 BWR оставшись без охлаждения получают проплавление АЗ и разрушение корпуса реактора  и конфаймента в результате взрывов водорода. Несмотря на то, что кипящая природа этих реакторов имеет мало отношения к причинам произошедшего (старые PWR вряд ли повели бы себя лучше), на фоне общего падения интереса к строительству АЭС перспективы новых строек BWR обнулились.

ESBWR - полуторагигаваттный реактор без насосов и с рекорно-пассивными системами безопасности.

Тем не менее, 15 мая этого года NRC (атомный надзор США) выдал лицензию на строительство первого блока с реактором ESBWR. Хотя, само строительство пока никто начинать не собирается, эта лицензия - признание безопасности нового дизайна в линейке BWR. В следующей статье я расскажу про этот замечательный реактор, который может стать как великолепным надгробным камнем для всех кипящих, так и кардинальным разворотом в этой истории.

Comments

[vito-from.livejournal.com]

Спасибо за статью. Хоть и читал вполсилы) перечитаю еще раз обязательно.

[tnenergy.livejournal.com]

Пожалуйста. Она получилась не такая веселая, как предыдущие, но думаю, полезна в плане ликбеза.

[chtylxy.livejournal.com]

у япошкиных все было хитрее, реакторы старые и построенны по какойто еще более опасной версии, а еще они нарушили технологию ликвидации последствий заливая морской водой

[vito-from.livejournal.com]

Статья интересная, чтобы все переварить надо еще хотя бы на википедию зайти, почитать дополнительно.

[victor-chapaev.livejournal.com]

"устроены не то что бы кардинально проще, а кроме того, циркуляционные трубопроводы между реактором и парогенераторами - предмет особого контроля" раз, Обычно в состав реактора включают ядерное топливо, и тогда сложность реактора относительно парогенератора начинает зашкаливать, два, в кипящем реакторе необходимы аналоги парогенов - сепараторы, которые не намного проще парогенераторов, три, циркуляционные трубопроводы кипящих ректоров также предмет особого контроля, к тому уже они более разветвленные, что создает дополнительные проблемы.

[tnenergy.livejournal.com]

>Обычно в состав реактора включают ядерное топливо, и тогда сложность реактора относительно парогенератора начинает зашкаливать

Причем тут топливо? На заводе, где изготавливают реактор в общем-то по барабану, что там будет в будущем в него засунуто. Если же говорить про стоимость, то парогенераторы (правда все вместе) стоят дороже, чем реактор.

>два, в кипящем реакторе необходимы аналоги парогенов - сепараторы которые не намного проще парогенераторов

Трубный пучок в 15000 трубок посложнее будет, чем 1000 штук сепараторов.

>три, циркуляционные трубопроводы кипящих ректоров также предмет особого контроля, к тому уже они более разветвленные, что создает дополнительные проблемы.

Согласен. Поэтому в ABWR встроили циркнасосы в корпус реактора, а в ESBWR вообще от насосов избавились.

[derkanat.livejournal.com]

===
Загрязнение турбины продуктами активации воды - короткоживущим N-17 и следами трития. Это довольно сильно усложняет регламентные работы. Кроме того, необходимо ставить ловушки для извлечения из паровых петель радиоактивных продуктов корозии.
===
Во-первых, N-17 и тритий --это продукты активации воды, а не продукты коррозии.

Во-вторых, во время работы установки. Основной нуклид, который дает наибольший вклад в дозовую нагрузку для персонала, ---- N-16 (период полураспада 7 sec., с энергией гамма кванта 6.1 Mev), а не N-17 (период полураспада 4 sec.).

Далее продукты коррозии. Это--- Co-60, Mn-54, Cr-51, Mn-56, Ni-65 Которые тоже вносят свой вклад в дозовую нагрузку.
Далее незабываем про продукты распада, как Cs-137. В бумажных реакторах твэлы ничего не пропускают, а в реальных всегда пара тройка твэлов испытывают разрегметезацию.

Именно поэтому на BWR смотрят косо. Особенно в ракурсе разборки АЭС до зеленой площадки.

Да и интересно, как 1.5 ГВТ реактор может работать без принудительной циркуляции, только за счет естественной циркуляции. Заинтригован...


Продукты

[victor-chapaev.livejournal.com]

Корпус реактора имеет особенные требования, по отношению к корпусу парогенов. И именно из-за работы с топливом. Не знаю по деньгам, но требования к нему выше. Хотя и корпус парогена, штука еще та. На некоторых станциях их уже дважды поменяли, а на некоторых на продление срока эксплуатахции идет родной корпус парогена...

[tnenergy.livejournal.com]

>Во-первых, N-17 и тритий --это продукты активации воды, а не продукты коррозии.

Я так и написал.

>Основной нуклид, который дает наибольший вклад в дозовую нагрузку для персонала, ---- N-16 (период полураспада 7 sec., с энергией гамма кванта 6.1 Mev), а не N-17 (период полураспада 4 sec.).

Спасибо, буду знать.

>Далее продукты коррозии. Это--- Co-60, Mn-54, Cr-51, Mn-56, Ni-65 Которые тоже вносят свой вклад в дозовую нагрузку.

Кстати, я собираюсь писать статью, сравнивающую ядерный и термоядерный реактор с т.з. радиоактивного наследия. Можно будет за факт-чекингом обращаться?

>Да и интересно, как 1.5 ГВТ реактор может работать без принудительной циркуляции, только за счет естественной циркуляции. Заинтригован...

Пока читаю мануал, надеюсь на неделе изложить идеи Генеральных Электриков.

[victor-chapaev.livejournal.com]

"Трубный пучок в 15000 трубок посложнее будет, чем 1000 штук сепараторов" - в российских ВВЭР - аналогах PWR парогенов 4, а в аналогичном по мощности РБМК -всего два барабана-сепаратора, размеры их корпусов несопоставимы, барабаны конечно проще. А в BWR сепарирующие устройства находятся внутри корпуса, как вы справедливо показали на рисунках, поэтому общая схема кажется проще. Это создает мхассу конструкторских проблем. Я уж не говорю поо неустойчивость управления реактором из-за положительного парового коэффициента реактивности.

Вы наверное поняли, что я сторонник реакторов под давленим.. :))0

[derkanat.livejournal.com]

ЕМНИП, термоядерного реактора пока не существует. Когда будет реальный проект тогда и можно считать.
По отношению к простым ядерным реакторам. Есть три источника, с которыми взаимодествуют нейтроны:
а. Теплоноситель
б. Конструкционные материалы
в. Ядерное топливо.
Берете "типичный" (representative) нейтронный поток и считаете взаимодействие с вышеизложенными средами. (Так называемые Bateman equations) Получаете целый букет различных изотопов и анализируете.

Насчет мануала GE,...Ээээ
Да здесь просто с точки зрения обычного теплообмена возникают вопросы.
Почитайте Петухова "Теплообмен в ядерных энергетических реакторах"

З.Ы. Надеюсь, Вы не обиделись.

[djkmomega.livejournal.com]

А сравнить КПД PWR vs BWR?

[tnenergy.livejournal.com]

>ЕМНИП, термоядерного реактора пока не существует. Когда будет реальный проект тогда и можно считать.

Ну, проекты-то есть, и для них есть довольно подробные расчеты активации.

>Берете "типичный" (representative) нейтронный поток и считаете взаимодействие с вышеизложенными средами. (Так называемые Bateman equations) Получаете целый букет различных изотопов и анализируете.

Нет, у меня другой подход - берем статью из уважаемого журнала с результатами таких расчетов и читаем. :)

>Насчет мануала GE,...Ээээ Да здесь просто с точки зрения обычного теплообмена возникают вопросы.

Возможно. Но поскольку реактор лицензирован, очевидно, что на уровне физики он более менее качественно разобран. Тем интереснее.

>Почитайте Петухова "Теплообмен в ядерных энергетических реакторах"

Спасибо, почитаю.

>З.Ы. Надеюсь, Вы не обиделись.

Пока точно не с чего. :)

[derkanat.livejournal.com]

Фейнман как-то сказал: " Если хочешь что-то действительно понять, честно подсчитай это сам, без всяких как видно или элементарно и т.д. и т.п. "
Ну или широкоизвестный "обычный" вариант "--- Хочешь сделать что-то хорошо, сделай это сам. ;)

[tnenergy.livejournal.com]

У PWR чуть выше, 35% против 32-33. Что, кстати, для меня загадка, вроде температура отводимого пара меньше градусов на 20-30.

[tnenergy.livejournal.com]

Ну, в данном случае такой подход займет порядочно лет :)

Когда я сталкиваюсь с темой в области профессиональной компетенции (электроника, электричество), то часто и считаю.

[djkmomega.livejournal.com]

Пар холоднее у PWR?
Наверное, давление тоже играет роль. Хотя я не спец, конечно.

Спасибо за пост, интересный. Наши реакторы АМБ не из того ли типа были?

[tnenergy.livejournal.com]

Ага, спасибо за уточнения.

Я, кстати, уж если и поклонник, то жидкосолевых реакторов :D

[derkanat.livejournal.com]

Ладно, как я понял. Вам это не интересно.

Поэтому сразу дам таблицы основных радионуклидов --продуктов активации для стандартного легководного реактора:

1. Теплоноситель (обычная вода)
Нуклиды- N-16, N-17, F--18, O-19, N-13
2. Продукты коррозии
Нуклиды- Co-60, Co-58, Fe-55, Fe-59, Cr-51, Mn-54, Mn-56, Cu-64, Zn-65, Ni-65, Zr-95, Zr-97
3. Продукты деления
Их две группы
Газообразные продукты деления
и продукты деления в виде частиц

[derkanat.livejournal.com]

Газообразные продукты деления:
Kr-85m, Kr-85, Kr-87, Kr-88, Xe-131m, Xe-133m, Xe-133, Xe-135m, Xe-135, Xe-138

Продукты деления в виде частиц:
Rb-88, Sr-89, Sr-90, Sr-91, Sr-92, Y-90, Y-91, Mo-99, I-131, I-132, I-133, I-134, I-135, Cs-136, Cs-137, Cs-138, Ba-134m, Ba-139, Ba-140, La-140, Ce-144

З.Ы. Насчет деления там их эээ много ( знаменитая двухгорбая кривая)
Представлено только основные, которые имеют значения с точки зрения дозовых нагрузок

[derkanat.livejournal.com]

Понятно.

Но представить, что у гипотетической турбины вдруг пошли протечки и водичка, насышенная внизу-представленными изотопами капает на пол или заливается в какие-то щели, я думаю можно ;)
Думаю излишне говорит, что это не есть гут.
PWR в этом случае представлен двухконтурной установкой, что с точки зрения дозовых нагрузок, с точки зрения барьеров безопасности более щадящий к человеку ;)

[tnenergy.livejournal.com]

О, это я отлично понимаю. Месяц читал про BWR и все удивлялся, что с современных позиций одноконтурный реактор - все же дичь. Хотя у шведов дозовая нагрузка получается 0,6 Зв/чел за 1 реакторо-год для BWR, что даже лучше среднеотраслевой.

Интересно, что у РБМК турбогенераторы не в укрытиях, как там у персонала с дозовой нагрузкой?

[derkanat.livejournal.com]

Дозовая нагрузка также зависит от организации производства (организационных мер). Чем меньше работник шастает там, где есть открытые радиоактивные источники, тем лучше. Или время которая тратится на ремонт --минимизировано.

А насчет РБМК... Я без понятия ;-)

[22sobaki.livejournal.com]

<глядя в таблицу> Я смотрю, сроки строительства не только у нас срывают.

[general-drozd.livejournal.com]

Наши образцы - где? Почему в статье только долбоящерный вестингазуз, который уже разок подорвался квартетом из-за своей принципиальной схемы с нижним вводом?
Где кипящий реактор ВВЭР у которого ввод верхний?
(https://upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/6/60/Wwer-1000-scheme.png?uselang=ru)

[tnenergy.livejournal.com]

>Почему в статье только долбоящерный вестингазуз, который уже разок подорвался квартетом из-за своей принципиальной схемы с нижним вводом?

Вестингауз в статье упомянут только один раз как конкурент создателей BWR, т.к. кипящих он никогда не делал...

>Где кипящий реактор ВВЭР у которого ввод верхний?

ВВЭР - это реактор под с водой давлением, а не кипящий. Вы чем статью-то читали?

[sergei-tumensky.livejournal.com]

Возможно, с тритием не так хорошо, как описано выше - в отличие от N-16, N-17 он имеет T1/2 12,5 лет, проблемы по его индикации и тем более замерам объемов существуют, даже указывается прямо -"есть следы" (а объем выхода- неизвестен). Не повод, конечно, паниковать, но было бы весьма неплохо придумать как его промышленно и в ходе рабочих процессов сепарировать, накапливать и соответственно реализовывать. Потребность потребительская есть, в то же время известные проекты выделения либо не нашли поддержки, либо неизвестны случаи удачной промышленной реализации.

[derkanat.livejournal.com]

Странно, что Вы не идете дальше в своих рассуждениях, если рассматриваете бета-частицы.
А именно, не рассматриваете например С-14 с T1/2 5,73E3 лет. Возникает например при взаимодействии азота с нейтронами.
Азот, к слову, используется в высоколегированных сталях, которые по совместительству жаростойкие. Как я понимаю, в гипотетическом термоядерном реакторе, жаростойкие стали будут применяться повсеместно.
С таким "конским" полураспадом, проблема с С-14 при деградации стали (как метан например) будет оставаться довольно долго.

[aggle.livejournal.com]

Спасибо за материал! Очень подробно, особенно по устройству.
Но, немного понужу:
1) Почему конфаймент, а не контейнмент (containment)?
2) Впали в стандартный при работе с переводами технических текстов грех и соблазн перевести слово "design" как "дизайн", когда это "конструкция" :)

[tnenergy.livejournal.com]

>1) Почему конфаймент, а не контейнмент (containment)?

Миль пардон, конфаймент у меня в статьях про ИТЭР :). Причем знаю, что контеймент, но в голове почему-то все смешалось :) Смысл английских терминов больно близкий.

>2) Впали в стандартный при работе с переводами технических текстов грех и соблазн перевести слово "design" как "дизайн", когда это "конструкция" :)

Не всегда можно перевести "design", как "конструкцию" (иногда это проект, или облик), но в целом вы наверное правы, и стоит подбирать русские термины.

[aggle.livejournal.com]

По первому пункту я вот тоже удивился, потом понял - токамаки в голове :)
Не всегда можно перевести "design", как "конструкцию" не всегда, но в любом случае более близко, чем дизайн. В своей области тоже иногда наткнусь на что-нибудь типа "дизайн мельницы был разработан с участием крупнейших специалистов" и сразу прям ателье Джуджаро представляю. :)

[sergei-tumensky.livejournal.com]

Да, странно. Еще более странно, что где-то этот искусственный тритий накапливается до поры, и "научную" общественность этот факт как-бы не заботит. ВВЭР - овские реакторы, весьма вероятно, обладают повышенным выходом линейки благородных газов и трития, как ни странно ("страньше и страньше") вопрос утилизации последнего просто замалчивается - всем причастным удобно. Рискну предположить, что рассматриваемая группа устройств имеет такие выходы еще больше.
Возможно, последующее накопление трития происходит в верхних слоях атмосферы, с неясными последствиями, с неизвестными рисками.
Радиационная стойкость материалов тоже важно, конечно. Но в некоторых случаях бывает неплохо чуток испугаться рисков глобального масштаба.
Термоядерный, кстати, не так уж гипотетичен. Уже и конференции проводятся по ХТЯО. Может, (ха!) у кого на даче уже работает потихоньку.

[tnenergy.livejournal.com]

>где-то этот искусственный тритий накапливается до поры

Через сто лет от начального количества трития останется 1/500. Да и не так он опасен, если заглянуть в НРБ-99.

>ВВЭР - овские реакторы, весьма вероятно, обладают повышенным выходом линейки благородных газов и трития

Повышенным - это как? Вообще, если благородные газы берутся из неплотности твэлов, то тритий - из дейтерия в воде, разные механизмы. Ну и замкнутый первый контур позволяет, в общем-то чистить воду от примесей - не знаю, делается ли это на практике в ВВЭР.

>Возможно, последующее накопление трития происходит в верхних слоях атмосферы, с неясными последствиями, с неизвестными рисками.

Неплохо бы начать с объемов, прежде чем в набат бить. Разбавление в атмосфере обычно работает очень хорошо - и искусственные изотопы падают в вкладе в годовые дозы на порядки по отношению к естественному фону.

>Термоядерный, кстати, не так уж гипотетичен. Уже и конференции проводятся по ХТЯО. Может, (ха!) у кого на даче уже работает потихоньку.

Да что вы говорите. И все по подвалам, да по дальним дачам, все секреты боятся выдать.

[derkanat.livejournal.com]

Научную общественность заботят все радиоактивные изотопы.

[derkanat.livejournal.com]

Просто для инфомации.
Для чистки контура (мобилизация частиц--продуктов деления и коррозии) как в PWR, так и в BWR используется ионно-обменные смолы. Это рутинная процедура, отработанная десятилетиями. Ес-но применяется и применялся в СССР

[sergei-tumensky.livejournal.com]

Риски обозначены - вот здесь - http://www.nuclearpolicy.ru/publications/tritiy.pdf, здесь - http://ecoportal.su/view_public.php?id=2335, материалов достаточно для беспокойства.

[Евгений Крохин (from livejournal.com)]

На разрезе реактора "Фукусимы" не видно как отработанное топливо попадает в басейн для хранения.

[tnenergy.livejournal.com]

Да вроде так же - козловым краном вскрывают ректор, извлекают верхний блок с паровым сепаратором, а затем перегрузочной машиной, что на картинке стоит под краном таскают ТВС в бассейн. При этом путь, по которому перемещают ТВС, залит водой.

[Владислав Завьялов (from livejournal.com)]

А тут ничего загадочного нет, я никогда физику не жаловал, но, вроде, давление пара будет более убедительным для турбины нежели его температура, а эти 20-30 градусов погоды не сыграют ибо давление ниже:
Давление в 1 контуре, МПа
16,2
Давление во 2 контуре, МПа
7,00

Температура теплоносителя в реакторе, °С: 
- на входе
298,2
- на выходе
328,9

Кстати, BWR - это очень хороший задел для корпусных реакторов со сверхкритическим теплоносителем. Ибо в проектах ВВЭР-СКД парогенератор, вроде как, отсутствует. Так что ребятам из Гидропресса будет крайне полезным опыт япошек и американцев в строительстве кипящих реакторов. И да, чайнички кипящие у меня всегда вызывали симпатию)))

[tnenergy.livejournal.com]

>А тут ничего загадочного нет,

Для меня уже тоже нет.

>Кстати, BWR - это очень хороший задел для корпусных реакторов со сверхкритическим теплоносителем. Ибо в проектах ВВЭР-СКД парогенератор, вроде как, отсутствует. Так что ребятам из Гидропресса будет крайне полезным опыт япошек и американцев в строительстве кипящих реакторов.

Ребятам из Гидропресса не помешали бы фундаментальные разработки - материалы, которые выдерживают в реакторе при 550+ С в воде с давлением 250 атм и стенд, на котором можно изучать вопросы поведения реактивности при переходе через критическую температуру, особенно в аварийных ситуациях. Пока эти вопросы не решены - никаких ВВЭР-СКД не будет, увы.