Атомные материалы

 
1 2 3 4 5 6 7 17
+
-
edit
 

marata

Вахтер форумный
★☆
Электростатический сепаратор (этакий большой масс-спектрометр) изотопов в г. Лесной, Свердловской обл.
Прикреплённые файлы:
ms.jpg (скачать) [319,62 кбайт, 159 загрузок] [attach=71642]
 
 
 
RU Серокой #12.10.2007 19:26
+
-
edit
 

Серокой

координатор
★★★
☤☤
Неожиданно красиво смотрится... Как загородная вилла. )
Больше не раскалятся ваши колосники. Мамонты пятилеток сбили свои клыки. ©  
RU marata #12.10.2007 19:28  @Серокой#12.10.2007 19:26
+
-
edit
 

marata

Вахтер форумный
★☆
Серокой> Неожиданно красиво смотрится... Как загородная вилла. )
У них только на складе металлического урана плохо :F
 

au

   
★★
А какого порядка производительность такого электромагнитного сепаратора? И ему вообще без разницы что он сепарирует, от водорода до урана?
 
+
-
edit
 

marata

Вахтер форумный
★☆

На Нововоронежскую АЭС везут корпус ВВЭР
// Серокою в копилку ;)
 

marata

Вахтер форумный
★☆
au> А какого порядка производительность такого электромагнитного сепаратора?
Реальной производительности не нашел, видать, цифра секретная. Ну, наверно, можно оценить как десятки килограммов в год.
au> И ему вообще без разницы что он сепарирует, от водорода до урана?
Разделяет любые атомы, но желательно, чтобы материал имел небольшое давление паров для осаждения на ловушках. Поэтому водород, точно, не разделяют ;)
 
RU Серокой #05.11.2007 19:17  @marata#05.11.2007 19:08
+
-
edit
 

Серокой

координатор
★★★
☤☤
marata> // Серокою в копилку ;)

А ты думал!? Утащил! :)
Спасибо! )
Больше не раскалятся ваши колосники. Мамонты пятилеток сбили свои клыки. ©  
+
-
edit
 

marata

Вахтер форумный
★☆

Монтаж реактора на НВАЭС.
 
MD Serg Ivanov #06.11.2007 13:35  @marata#05.11.2007 19:12
+
-
edit
 

Serg Ivanov

аксакал


au>> А какого порядка производительность такого электромагнитного сепаратора?
marata> Реальной производительности не нашел, видать, цифра секретная. Ну, наверно, можно оценить как десятки килограммов в год.
au>> И ему вообще без разницы что он сепарирует, от водорода до урана?
marata> Разделяет любые атомы, но желательно, чтобы материал имел небольшое давление паров для осаждения на ловушках. Поэтому водород, точно, не разделяют ;)
Тут читай Методы разделения изотопов.
200г/сут 80% U-235 60 лет назад..
 
RU marata #06.11.2007 17:09  @Serg Ivanov#06.11.2007 13:35
+
-
edit
 

marata

Вахтер форумный
★☆
S.I.> Тут читай Методы разделения изотопов.
S.I.> 200г/сут 80% U-235 60 лет назад..
Ага, и забыл добавить, что это промышленная установка на заводе Y-12 ;)
 
+
-
edit
 

marata

Вахтер форумный
★☆
Перевозка гексафторида урана в США
Прикреплённые файлы:
trans.JPG (скачать) [55,07 кбайт, 62 загрузки] [attach=77465]
 
trans1.JPG (скачать) [49 кбайт, 76 загрузок] [attach=77466]
 
 
 
+
-
edit
 

marata

Вахтер форумный
★☆
Ёмкости с ГФУ помещаются в ТУКи (транспортные упаковочные контейнеры).
Прикреплённые файлы:
trans2.JPG (скачать) [59 кбайт, 76 загрузок] [attach=77467]
 
 
 
+
-
edit
 

marata

Вахтер форумный
★☆


В жизни всегда есть место фокусам -статья про СФТИ (Сухуми)
Вот уж казалось бы... ан нет, еще живет
 

marata

Вахтер форумный
★☆
marata> Один из последних работающих диффузионных каскадов в России.
А это один из последних больших заводов по диффузионному разделению изотопов урана (Eurodif, Georges Besse)

The page cannot be found

Please try the following: // www.areva.com
 
 

au

   
★★
КРА-СО-ТА! :)
// спасибо за положительные эмоции
 

marata

Вахтер форумный
★☆
marata> Электростатический сепаратор (этакий большой масс-спектрометр) изотопов в г. Лесной, Свердловской обл.
А это аналогичный дивайс от наших потенциальных друзей (Oak Ridge, Tennessee).
Прикреплённые файлы:
EMIS.jpg (скачать) [96,77 кбайт, 45 загрузок] [attach=82567]
 
 
 
+
-
edit
 

timochka

опытный

marata>> Электростатический сепаратор (этакий большой масс-спектрометр) изотопов в г. Лесной, Свердловской обл.
marata> А это аналогичный дивайс от наших потенциальных друзей (Oak Ridge, Tennessee).
Я бы даже сказал "высокопотенциальных друзей". Причем во всех смыслах :-))))
 
+
-
edit
 

marata

Вахтер форумный
★☆

Луч света в царстве тьмы. Усынин Валерий Григорьевич (Калининская АЭС, г. Удомля)

// Название у фото корявое, так прилепил.
Прикреплённые файлы:
_lu4_sveta_v_carstve_t_m_.0704 15.jpg (скачать) [216,4 кбайт, 29 загрузок] [attach=83727]
 
 
 
Это сообщение редактировалось 12.01.2008 в 20:06
+
-
edit
 
+
-
edit
 

marata

Вахтер форумный
★☆
Надоели компьютерные игрули? А если попробовать себя на месте оператора исследовательского реактора FRM II: Forschungs-Neutronenquelle Heinz Maier-Leibnitz (FRM II) ?
Легко!!! Качаем симулятор - http://www.kernenergie.de/mediapool/NuclearReactor_FRM2.exe и пытаемся освоить этот "нелегкий" труд.
Программа рассчитывает методом Монте-Карло (статистически , с
применением генератора случайных чисел)
и показывает визуально поведение каждого нейтрона, что само собой,
требует значительных вычислительных мощностей и накладывает
ограничение на плотность нейтронного потока реактора.
Для «гладкой» работы программы автором рекомендуется использование
компьютера с тактовой частотой не менее 1 а лучше 2 ГГц.

Описание реактора.

FRM-II – реактор, запущенный впервые 9 июня 2004 и используемый в
научных, медицинских и технических целях , который позволяет
осуществлять облучения метериалов потоком как тепловых так и быстрых
нейтронов.
Активная зона реактора состоит всего из одного топливного элемента и
очень компактна, что существенно повышает вероятность выхода
нейтронов за пределы активной зоны . Часть этих нейтронов и
используются для облучения материалов.
Тепловая мощность реактора не велика и не имеет практического
значения.

Компактность активной зоны и небольшое количество топлива требует
использования высокообогащенного урана.
Единственный топливный элемент находится в центре корпуса,
заполненного тяжелой водой D2O.Использование тяжелой воды
продиктовано необходимостью использовать материал, который
незначительно поглощает и эффективно замедляет нейтроны.
Замедление осуществляется за счет соударения быстрых нейтронов с
атомами материала- замедлителя, в результате чего
быстрые нейтроны теряют свою кинетическую энергию, з
амедляясь таким образом до скоростей, сравнимых со скоростями
теплового движения атомов замедлителя.
Отсюда и понятие- тепловой нейтрон.

Во время «работы» реактора ясно видны различия в поведении быстрых
(красные точки) и тепловых (черные точки) нейтронов.
В то время как быстрые нейтроны движутся прямолинейно, преодолевая
значительные расстояния, тепловые нейтроны совершают хаотичные
колебательные движения. Соответственно, пробег тепловых нейтронов
мал. Реакции деления вызываются именно тепловыми нейтронами.
Каждый акт деления сопровождается выделением 3х быстрых нейтронов,
которые, в свою очередь, будучи замедленными, с некоторой
вероятностью снова могу вызвать последующие акты деления, создавая
предпосылки для развития самоподдерживающейся
цепной реакции (СЦР).

Внешний корпус реактора заполнен обычной водой и служит биологической защитой.
В качестве теплоносителя применяется обычная вода, прошедшая
глубокую химическую очистку и прокачиваемая через топливный элемент.
Реактор имеет 2 канала, к которым присоединяются различные экспериметальные установки.
Один из каналов (слева) служит источником быстрых нейтронов, второй
(справа)- медленных или тепловых нейтронов.
Тепловые нейтроны просто отбираются из пучности потока вблизи
топливного элемента.
Для получения потока быстрых нейтронов используется промежуточная
мишень- преобразователь из обогащенного урана, расположенная у
входа в канал со стороны активной зоны. Попадая в
мишень-преобразователь, тепловые нейтроны вызывают реакции деления
атомов урана-235, в результате которых образуются быстрые нейтроны,
покидающие активную зону реактора через канал.
В каналах установлены дополнительные фильтры, задерживающие
быстрые нейтроны в «медленном» канале и медленные в «быстром»
канале.

Пуск и работа реактора.

Для пуска реактора используется источник нейтронов и органы
управления СУЗ.Логика СУЗ устроена так, что аварийная защита
срабатывает при падении плотности нейтронного потока ниже отметки
3% или привышении порога 90% в любом диапазоне измерения
детектора или привышении 120%-го порога по мощности.
Диапазоны измерения нейтронного детектора переключаются вручную.
При срабатывании АЗ в активную зону вводятся как стержни
регулирования так и собственно стержни аварийной защиты.
Сброс защиты можно произвести и вручную клавишей
RESA (нем.) или SCRAM (англ.)

Для пуска реактора используется внейший источник нейтронов
(Neutron source). Реактор, строго говоря, сам по себе не требует
использовая внешнего источника, но источник создает на начальном
этапе заранее известный нейтронный поток , что повышает
управляемость всей системы при пуске реактора.
(и существенно сокращает время ожидания)
Управление источником осуществляется клавишами IN и OUT для
ввода и вывода источника соответственно.

Введите источник. Нейтронный детектор немедленно зафиксирует
изменение плотности нейтронного потока. Нейтроны замедляются и
вызывают деление атомов урана-235, но реактор еще глубоко подкритичен.
Если убрать источник нейтронов, нейтронный поток быстро
спадет до нуля, так как нейтроны будут поглощаться стержнями СУЗ.
Выведите из активной зоны стержень собственно аварийной защиты
клавишей “Safety rod up”.
Это можно сделать только тогда, когда детектор нейтронного потока
включен на минимальный диапазон измерения.
Затем выведите так же и регулировочный стержень на величину чуть
больше 60%. В этом случае нейтронный поток будет продолжать плавно
расти даже после выведения источника нейтронов. Коэффициент
размножения нейтронов в активной зоне привысил 1, реактор
«разгоняется».
Не забывайте своевременно переключать детектор нейтронного потока.

Вместе с ростом потока начнет расти и мощность реактора.
Стабилизируйте мощность на уровне в 100%. Для этого введите
стержень регулирования настолько, чтобы реактор стал критичен,
т.е из 3х образующихся тепловых нейтронов только 1 учавствовал
бы в поддержании СЦР, а остальные либо поглощались стержнем
регулирования, либо материалом реактора либо покидали активную зону.
(из-за дискретности установки стержня поймать точно момент
критичности не удается, наблюдается постоянный дрейф мощности в
сторону увеличения или уменьшения)

Распределение плотности нейтронного потока.
Neutron Density Destributions.

Программа позволяет получить график вертикального и горизонтального
распределения плотности нейтронного потока.
Красная кривая соотвествует быстрым, черная- тепловым нейтронам.
Нетрудно заметить, что плотность нейтронного потока максимальна
вблизи топливного элемента и быстро спадает почти до нуля по краям
активной зоны.
Плотность потока тепловых нейтронов в замедлителе и топливе так же
различна.Это объясняется тем что образующиеся при делении ядер
быстрые нейтроны замедляются за пределами топлива и тем что в
топливе происходит поглощение тепловых нейтронов для «нужд» СЦР.
Т.е максимальная плотность потока тепловых нейтронов наблюдается
вне топлива.
Для быстрых нейтронов картина иная. Их концетрация максимальна в
топливе (гле они выделяются в результате деления атомов урана) и
минимальна в замедлителе.
Эти эффекты имеют место и в энергетических реакторах, но не так
заметны из-за более равномерного распределения топлива в
по активной зоне.

Огромное спасибо Павлу - Форум сайта г. Припять. Споры, дискуссии, обсуждения, наблюдения, обмен опытом, фотографии - все темы о Чернобыльской зоне отчуждения
 
Прикреплённые файлы:
frm.jpg (скачать) [90,01 кбайт, 71 загрузка] [attach=83819]
 
 
 
Это сообщение редактировалось 12.01.2008 в 22:17

au

   
★★
"Сегодня не работники..."(с) Кузьмич :)

// Удалось стабилизировать на ~60% мощи, а то он с полной всё время уползал вверх. Стержни на 44.8%, нейтроны ~5е4, делений уже под лимон. Ушёл спать — посмотрим насколько ядерные реакторы безопасны. :)
 
Это сообщение редактировалось 13.01.2008 в 07:54

U235

старожил
★★★☆
Как-то все очень просто оказалось: реактор разгоняется быстро, где-то с минуту можно подняться до 100 процентов мощности. Рост мощности достаточно медленный, сам процесс управления похож на топку печки: выдвинул заслонку - помаленьку разгоняется, задвинул - затухает. Интересно, это из-за простоты модели, или из-за простоты самого реактора?

И еще интересно, как долго ждать модели энергетических реакторов хотя бы настолько же похожей на оригинал, как виртуальные модели самолетов в современных авиасимуляторах? Интересно было бы попробовать себя за пультом виртуального РБМК :)
Демократия – в аду, на небе Царство  
+
-
edit
 

Jerard

аксакал

>Интересно, это из-за простоты модели, или из-за простоты самого реактора?

Из-за простоты модели реактора. :) Где-ж вы видели реальный реактор с одним ТВЭЛ-ом? А уже с двумя возни будет больше.
"Остановите Землю — я сойду" (С) Лесли Брикасс, Энтони Ньюли  

U235

старожил
★★★☆
Так это вроде реальный немецкий реактор и есть :) Другое дело, что не энергетический конечно, а просто - экспериментальный источник нейтронов. Интересно, откуда немцы высокообогащенный уран для него берут и как это согласуется с ДНЯО?

Удивляет, что не то что на 60 процентов - на все 100 регулирующий стержень убираю и притормаживать реактор начинаю где-то с 60 процентов тепловой мощности, а до этого он вполне себе спокойно разгоняется с полностью выдернутым стержнем. И вполне успеваю при этом реактор на 80-90 процентах мощности удержать. Сдается мне, реальные энергетические реакторы такой вольности бы не простили.
Демократия – в аду, на небе Царство  

U235

старожил
★★★☆
А интересно, сколько смог бы нетренированный человек, просто по инструкциям, реальным реактором управлять до срабатывания АЗ или перевыполнения годового плана по выработке энергии? Дольше, чем самолетом? :)
Демократия – в аду, на небе Царство  
1 2 3 4 5 6 7 17

в начало страницы | новое
 
Поиск
Настройки
Твиттер сайта
Статистика
Рейтинг@Mail.ru