[image]

Авария АЭС "Фукусима-1" [02]

 
1 37 38 39 40 41 59
+
-
edit
 

bashmak

аксакал

killik> Реакторы же американской конструкции, почему там Areva?

А почему нет? Они там в тот раз дефектоскопию корпуса осуществляли - от изготовителя это никак не зависит - видимо сделали лучшее предложение, чем другие конторы.
   

killik

опытный

Mr.Z> Бассейн предназначен совсем для другого, Татарин чуть выше сообщил, для чего.

Как я понимаю функцию бассейна выдержки. После того, как ТВЭЛы поработали в реакторе, выгорание достигает некоторого установленного критерия, после которого дальнейшая эксплуатация затруднительна. Наверное, из-за проблем с управляемостью. Тогда реактор глушится, и эти вполне себе еще рабочие ТВЭЛы под слоем воды переносятся в бассейн выдержки, чтобы там несколько лет переждать период полураспада особо короткоживущих продуктов деления. В момент перегрузки повторюсь это вполне рабочие ТВЭЛЫ, а вода - замедлитель. Так что в бассейне выдержки их располагают менее плотно, чем в реакторе, чтобы предотвратить повторную цепную реакцию. Остаточное тепловыделение от обычного распада при этом никуда не исчезает, так что непосредственно после выгрузки реактора бассейн необходимо дополнительно охлаждать несколько месяцев. Если я неправ, то поправьте пожалуйста.

Mr.Z> Всё не так. Последовательность совсем другая, поглотитель не только в "стержнях", как Вы их назвали, цепная реакция не только "около конца", пара нет (практически), не несколько лет. Короче, это не ВВЭР.

При наличии трех объектов (ТВЭЛы, СУЗы (стержни управления и защиты, поглотители), вода) возможно только шесть вариантов. При наличии крышки ТВЭЛы уже в реакторе, остается два варианта - сначала СУЗы, потом вода, либо сначала, вода, потом СУЗы. Поскольку вода - замедлитель, то второй вариант опасен. Использование дополнительных замедлителей качественно картину не меняет, если только их не вводят вместе с СУЗами такими же исполнительными механизмами (что на мой взгляд избыточно удорожит конструкцию, хотя в принципе возможно). Следовательно, перед запуском в реакторе ТВЭЛы, дополнительные замедлители, полностью введенные СУЗы и вода.

Наличие пара в активной зоне также непринципиально - существуют BWR, реакторы кипящей воды, к которым относятся фукусимские, и PWR, водяные реакторы под давлением. ВВЭР может быть кипящим, а может нет.
Если я неправ, то поправьте, пожалуйста.

Mr.Z> Если уж рванёт, то сразу.

Неа, распад и нарастание нейтронного потока идет не одномоментно. Впрочем, практического смысла такая поленница все равно не имеет.
   5.05.0
+
-
edit
 

killik

опытный

killik>> Реакторы же американской конструкции, почему там Areva?
bashmak> А почему нет? Они там в тот раз дефектоскопию корпуса осуществляли - от изготовителя это никак не зависит - видимо сделали лучшее предложение, чем другие конторы.

Так потырят корпоративные секреты же. Которые заключаются в первую очередь в геометрической конфигурации активной зоны, потом - системы управления (привода, расположение КИП). Ошибки и решения, накопленные за несколько десятилетий эксплуатации - тоже вкусно...
   5.05.0
+
+1
-
edit
 

Mr.Z

опытный

killik> Как я понимаю функцию бассейна выдержки. После того, как ТВЭЛы поработали в реакторе, выгорание достигает некоторого установленного критерия, после которого дальнейшая эксплуатация затруднительна. Наверное, из-за проблем с управляемостью.
Управляемость ни при чём. Выгорает топливо, делящийся нуклид. Если работать дальше - то тупо будет постепенно снижаться мощность реактора. Так тоже иногда некоторое время работали, называется "работа на мощностном эффекте".
killik> Тогда реактор глушится, и эти вполне себе еще рабочие ТВЭЛы под слоем воды переносятся в бассейн выдержки, чтобы там несколько лет переждать период полураспада особо короткоживущих продуктов деления. В момент перегрузки повторюсь это вполне рабочие ТВЭЛЫ, а вода - замедлитель. Так что в бассейне выдержки их располагают менее плотно, чем в реакторе, чтобы предотвратить повторную цепную реакцию.
Перегружают, конечно, не твэлы, а ТВС. Чем больше выгорело топливо, тем менее его обогащение, тем сложнее добиться цепной реакции. Тем не менее, вода в бассейне ВВЭР содержит борную кислоту, поэтому поглощающие свойства превалируют над замедляющими. Стеллажи делают из бористой стали с той же целью.
killik> Остаточное тепловыделение от обычного распада при этом никуда не исчезает, так что непосредственно после выгрузки реактора бассейн необходимо дополнительно охлаждать несколько месяцев.
Бассейн охлаждается постоянно. Последствия потери охлаждения бассейна с топливом весь мир наблюдает на 4 блоке Фукусимы.
killik> При наличии трех объектов (ТВЭЛы, СУЗы (стержни управления и защиты, поглотители), вода) возможно только шесть вариантов. При наличии крышки ТВЭЛы уже в реакторе, остается два варианта - сначала СУЗы, потом вода, либо сначала, вода, потом СУЗы. Поскольку вода - замедлитель, то второй вариант опасен.
Перегрузка современных реакторов ведётся под водой, да и как иначе? Зона без воды светить будет так, что не дай бог, да и топливо перегреем, а то и поплавим. Активная зона всегда под водой. Последствия снижения уровня воды в реакторе можно наблюдать на 1-3 блоках Фукусимы.
killik> Использование дополнительных замедлителей качественно картину не меняет, если только их не вводят вместе с СУЗами такими же исполнительными механизмами (что на мой взгляд избыточно удорожит конструкцию, хотя в принципе возможно).
Поглотитель, а не замедлитель. Раствор борной кислоты.
killik> Следовательно, перед запуском в реакторе ТВЭЛы, дополнительные замедлители, полностью введенные СУЗы и вода.
ТВС, теплоноситель со стояночной концентрацией борной кислоты, ОР (органы регулирования) СУЗ на нижних концевиках. Это - "холодное" состояние. Далее - множество операций. Очень кратко: разогрев, "горячее" состояние, выход на МКУ (минимально-контролируемый уровень мощности), набор мощности.
killik> Наличие пара в активной зоне также непринципиально - существуют BWR, реакторы кипящей воды, к которым относятся фукусимские, и PWR, водяные реакторы под давлением. ВВЭР может быть кипящим, а может нет.
Не может. ВВЭР - отечественный аналог PWR. Отечественный аналог BWR - ВК-50. Единственный и неповторимый.
killik> Неа, распад и нарастание нейтронного потока идет не одномоментно. Впрочем, практического смысла такая поленница все равно не имеет.
Радиоактивный распад и нарастание нейтронного потока (т.е. цепная реакция деления) - абсолютно разные процессы.
Интенсивность распада продуктов деления снижается примерно по экспоненте ( точнее - как сумма экспонент). Пример - медленное снижение энерговыделения повреждённого топлива на Фукусиме.
Интенсивность неуправляемой цепной реакции, наоборот, будет экспоненциально нарастать, с высочайшей вероятностью - с периодом в мельчайшие доли секунды. Примеры - атомная бомба, Чернобыль.
   
+
+2
-
edit
 

Mr.Z

опытный

killik> Так потырят корпоративные секреты же. Которые заключаются в первую очередь в геометрической конфигурации активной зоны, потом - системы управления (привода, расположение КИП). Ошибки и решения, накопленные за несколько десятилетий эксплуатации - тоже вкусно...
Геометрия активной зоны описывается везде, где угодно, вплоть до институтских учебников. Вестингауз поставлял топливо на российские реакторы в Чехии.
Ноу-хау - технология изготовления топлива. И не только топлива. Проект АЭС, который включает в себя существенно больше, чем просто чертежи. Результаты НИОКР, положенные в основу проекта.
   
RU Jerard #21.10.2011 22:06  @Татарин#19.10.2011 16:37
+
-
edit
 

Jerard

аксакал

Татарин> По всему.
Ага, и поэтому плутоний в реакторах типа РБМК нарабатывают... ;)

Татарин> Увеличение количества поглотителей - это снижение реактивности.
Во первых, излучателей там больше на круг. Потому бассейны выдержки и светятся.

Татарин> Бессмысленное вне контекста и без массы уточнений высказывание. "Сам по себе" - это при каком положении управляющих стержней? с каким топливом? на каком сроке кампании?
Во вторых, в конце кампании на полной мощности. Поэтому и переставляют там стержни бо реактивность остается, а управляемость падает.
Собственно Чернобыль в конце кампании и произошел.
   3.6.133.6.13
EE Татарин #21.10.2011 22:27  @Jerard#21.10.2011 22:06
+
+1
-
edit
 

Татарин

координатор
★★★★★
Татарин>> По всему.
Jerard> Ага, и поэтому плутоний в реакторах типа РБМК нарабатывают... ;)
Никакой вообще связи, никаких "поэтому" или "из-за". На каждый атом наработаного плутония (а он нарабатывается на всех реакторах с урановым топливом) в реакторах сейчас приходится более одного поделеного атома урана-235.
Расширенное воспроизводство ДМ возможно только в двух случаях (при соответсвующей технической реализации, конечно): а) урановый реактор с жёстким спектром нейтронов, без замедлителя; б) реактор на ториевом топливе. Но и там, и там даже до КВ=1 добраться достаточно сложно.

Татарин>> Увеличение количества поглотителей - это снижение реактивности.
Jerard> Во первых, излучателей там больше на круг. Потому бассейны выдержки и светятся.
? какая вообще связь между моим высказываением и твоим?

Татарин>> Бессмысленное вне контекста и без массы уточнений высказывание. "Сам по себе" - это при каком положении управляющих стержней? с каким топливом? на каком сроке кампании?
Jerard> Во вторых, в конце кампании на полной мощности. Поэтому и переставляют там стержни бо реактивность остается, а управляемость падает.
Стержни переставляют ради равномерного их выгорания. Почему переставляют? Да просто потому что в РБМК их могут переставлять. В ВВЭР приходится мириться с не совсем равномерным выгоранием стержней.
Управляемость - да, падает. Она падает в любом реакторе при снижении оперативного запаса реактивности; в РБМК это усугубляется просто огромной активной зоной. Но что такое "сам по себе" по отношению к реактору всё равно решительно неясно. :)
   14.0.835.20214.0.835.202
RU Jerard #21.10.2011 22:39  @Татарин#21.10.2011 22:27
+
-
edit
 

Jerard

аксакал

Татарин> более одного поделеного атома урана-235.

И что. Изначально утверждалось что количество ДМ падает. Т.е. такого ДМ на котором возможна ЦР.


Татарин> Стержни переставляют ради равномерного их выгорания. Почему переставляют? Да просто потому что в РБМК их могут переставлять.
Я в свое время читал про РБМК, там растет локальная реактивность и появляются проблемы с управляемостью. Т.е возможна ситуация когда в каком-то месте просто слишком мало управляющих стержней даже если все они введены в эту часть АЗ.
>В ВВЭР приходится мириться с не совсем равномерным выгоранием стержней.
В ВВЭР это (потерю управляемости) компенсируют добавление бора в теплоноситель.
   3.6.133.6.13

Mr.Z

опытный

Татарин>> более одного поделеного атома урана-235.
Jerard> И что. Изначально утверждалось что количество ДМ падает. Т.е. такого ДМ на котором возможна ЦР.
Так и есть. По-любому на РБМК и ВВЭР КВ<1. Т.е. на 1 разделившийся атом U5 образуется менее (существенно менее) одного атома Pu9. Соответственно, сумма U5+Pu9 падает. Иными словами - U5 падает куда быстрее, чем растёт Pu9.
Jerard> В ВВЭР это (потерю управляемости) компенсируют добавление бора в теплоноситель.
Вы почти угадали, на самом деле всё абсолютно наоборот. Содержание борной кислоты в теплоносителе не растёт, а снижается по мере выгорания топлива. И не из-за проблем с управляемостью, а с целью компенсации снижения реактивности. Ещё, кстати, и выгорающие поглотители имеются для того же.
   
LT Bredonosec #22.10.2011 13:23  @killik#21.10.2011 15:32
+
-1
-
edit
 
killik> Как я понимаю функцию бассейна выдержки. После того, как ТВЭЛы поработали в реакторе, выгорание достигает некоторого установленного критерия, после которого дальнейшая эксплуатация затруднительна. Наверное, из-за проблем с управляемостью.
мне кажется, скорее из-за того, что мощность падает.

killik> Наличие пара в активной зоне также непринципиально - существуют BWR, реакторы кипящей воды, к которым относятся фукусимские
вообще-то как раз принципиально. Сборки находятся в циркониевых трубках, а пар с ними реагирует. В результате, в частности, получилось, что в фукушиме содержимое трубок (сборок) оказалось на дне реактора.
то есть, в активной зоне лучше пусть будет вода. А пар - только выше АЗ.
   3.0.83.0.8
EE Татарин #22.10.2011 16:38  @Jerard#21.10.2011 22:39
+
-
edit
 

Татарин

координатор
★★★★★
Татарин>> более одного поделеного атома урана-235.
Jerard> И что. Изначально утверждалось что количество ДМ падает. Т.е. такого ДМ на котором возможна ЦР.
Именно об этом и речь. Без наработки плутония из урана-238 количество ДМ падало бы чуть быстрее. Но в урановых реакторах с тепловым спектром падает оно что так, что этак.

Jerard> Я в свое время читал про РБМК, там растет локальная реактивность и появляются проблемы с управляемостью. Т.е возможна ситуация когда в каком-то месте просто слишком мало управляющих стержней даже если все они введены в эту часть АЗ.
Да, это особенность огромной АЗ РБМК. Но никакой связи с "реактор взрывается "сам по себе".

>>В ВВЭР приходится мириться с не совсем равномерным выгоранием стержней.
Jerard> В ВВЭР это (потерю управляемости) компенсируют добавление бора в теплоноситель.
? Нет, бор - выгорающий поглотитель, ядерный яд. Будь последователен: по твоей логике он должен только ухудшать управляемость. :)
На самом деле бор добавляется в начале кампании топлива, просто чтобы компенсировать избыточную реактивность топлива. Ну или как чрезвычайная мера, при аварийной остановке.
   14.0.835.20214.0.835.202
RU Jerard #22.10.2011 19:53  @Татарин#22.10.2011 16:38
+
-1
-
edit
 

Jerard

аксакал

Татарин> Но в урановых реакторах с тепловым спектром падает оно что так, что этак.
Может быть.

Татарин> Но никакой связи с "реактор взрывается "сам по себе".
26.04.1986 был натурный эксперимент.

Татарин> ? Нет, бор - выгорающий поглотитель, ядерный яд. Будь последователен: по твоей логике он должен только ухудшать управляемость. :)
С чего бы это ? Просто реактор будет тупым на разгон. Это лучше чем самопроизвольный разгон.
   3.6.133.6.13
+
+1
-
edit
 

Mr.Z

опытный

Татарин>> Но никакой связи с "реактор взрывается "сам по себе".
Jerard> 26.04.1986 был натурный эксперимент.
Как это "сам по себе"? Реактор с искусственным интеллектом?
Натурный эксперимент всего лишь подтвердил, что возмущение, внесённое в систему с быстрой положительной обратной связью, уводит эту самую систему очень далеко от исходного состояния.
   

Mr.Z

опытный

Jerard>> В ВВЭР это (потерю управляемости) компенсируют добавление бора в теплоноситель.
Татарин>> ? Нет, бор - выгорающий поглотитель, ядерный яд. Будь последователен: по твоей логике он должен только ухудшать управляемость. :)
Jerard> С чего бы это ? Просто реактор будет тупым на разгон. Это лучше чем самопроизвольный разгон.
По-моему, идёт разговор на разных языках.
Jerard, поясните свою терминологию. Что по-Вашему означает термин "управляемость", каким образом на управляемость влияет содержание бора в теплоносителе, что означает термин "реактор тупой на разгон"?
   

Jerard

аксакал

Mr.Z> Натурный эксперимент всего лишь подтвердил, что
В РБМК со временем образуются локальные зоны с повышенной (относительно остальной АЗ) реактивностью.
То как действовали операторы, наводит на мысль что все эти действия уже проделывались много раз, и неофициально считались нормой... но в этот раз им не повезло.
   3.6.133.6.13

Jerard

аксакал

Mr.Z> Jerard, поясните свою терминологию. Что по-Вашему означает термин "управляемость", каким образом на управляемость влияет содержание бора в теплоносителе,
Управляемость-эффективность штатных средств регулирования. Бор добавляется когда штатных средств регулирования недостаточно. Т.е. когда полное введение управляющих стержней не прекращает ЦР.


>что означает термин "реактор тупой на разгон"?
Бор являясь поглотителем нейтронов, снижает уровни плотности нейтронов в межсборочном пространстве, и, тем самым затрудняет нарастание ЦР. Передачу от сборки к сборке. Естественно в определенных пределах.
   3.6.133.6.13
+
+1
-
edit
 

Mr.Z

опытный

Jerard> В РБМК со временем образуются локальные зоны с повышенной (относительно остальной АЗ) реактивностью.
Вы утверждаете, что в РБМК "со временем" образуются локальные зоны с реактивностью > 0? Т.е. зоны, в которых коэффициент размножения нейтронов > 1?
Вы понимаете, что это заявление эквивалентно заявлению, что "РБМК со временем взрывается"!?
Jerard> То как действовали операторы, наводит на мысль что все эти действия уже проделывались много раз, и неофициально считались нормой... но в этот раз им не повезло.
То, что они делали, не было явно запрещено. На БЩУ не было ни одного запрещающего сигнала, пока реактор не взорвался при попытке его остановить штатными средствами.
   
+
+2
-
edit
 

Mr.Z

опытный

Jerard> В ВВЭР это (потерю управляемости) компенсируют добавление бора в теплоноситель.
Jerard> Управляемость-эффективность штатных средств регулирования. Бор добавляется когда штатных средств регулирования недостаточно. Т.е. когда полное введение управляющих стержней не прекращает ЦР.
Неверно.
Бор не добавляется по признаку "штатных средств регулирования недостаточно".
Система борного регулирования - сама является проектным, т.е. штатным средством регулирования.
Реактор вполне можно спроектировать без использования т.н. "мягкого" регулирования путём ввода поглотителя в теплоноситель. Собственно, все реакторы, кроме ВВЭР/PWR, так и спроектированы. Да и первые ВВЭР (1, 2 блоки НВАЭС), если не ошибаюсь, работали без борного регулирования. Применение борного регулирования выгодно экономически, т.к. позволяет снизить количество приводов и ОР СУЗ и обеспечить более равномерное энерговыделение в активной зоне и, значит, увеличить мощность реактора и среднюю глубину выгорания топлива.
Ну и с точки зрения безопасности наличие двух систем, построенных на разных принципах, приветствуется нормативными документами.
Jerard> >что означает термин "реактор тупой на разгон"?
Jerard> Бор являясь поглотителем нейтронов, снижает уровни плотности нейтронов в межсборочном пространстве, и, тем самым затрудняет нарастание ЦР. Передачу от сборки к сборке. Естественно в определенных пределах.
Честно говоря, не вполне понял.
Что такое "межсборочное пространство"? Может, речь идёт о пространстве между твэлами?
А что значит "затрудняет нарастание ЦР"? Вы считаете, что ВВЭР в начале кампании пустить гораздо труднее, чам в конце?
   
+
-2
-
edit
 

Jerard

аксакал

Mr.Z> Вы понимаете, что это заявление эквивалентно заявлению, что "РБМК со временем взрывается"!?
В отсутствие перегрузок зоны.



P.S. Я это прямо написал (про то что взрывается). :p Не мной сказано: АЭС - это "атомная бомба, временно дающая электричество"
   3.6.133.6.13
Это сообщение редактировалось 24.10.2011 в 22:44

Jerard

аксакал

Mr.Z> А что значит "затрудняет нарастание ЦР"? Вы считаете, что ВВЭР в начале кампании пустить гораздо труднее, чам в конце?
Я же написал "труднее разогнать". Т.е. поднять мощность от текущей.
   3.6.133.6.13

Mr.Z

опытный

Mr.Z>> Вы понимаете, что это заявление эквивалентно заявлению, что "РБМК со временем взрывается"!?
Jerard> В отсутствие перегрузок зоны.
Чрезвычайно интересно.
Где и когда РБМК эксплуатировался "в отсутствии перегрузок зоны"? Какие физические процессы "в отсутствии перегрузок зоны" приводят к образованию локальных зон с реактивностью > 0?
   

Mr.Z

опытный

Mr.Z>> А что значит "затрудняет нарастание ЦР"? Вы считаете, что ВВЭР в начале кампании пустить гораздо труднее, чам в конце?
Jerard> Я же написал "труднее разогнать". Т.е. поднять мощность от текущей.
А в чём выражается трудность подъёма мощности ВВЭР в начали кампании, по сравнению с концом? Впервые об этом слышу. Это Ваше предположение или можете сослаться на какой-либо источник?
   
KZ TEvg #25.10.2011 08:56  @Татарин#22.10.2011 16:38
+
-
edit
 

TEvg

аксакал

админ. бан
Татарин> ? Нет, бор - выгорающий поглотитель

А как это он выгорает? Во что превращается?
   3.6.133.6.13
+
+1
-
edit
 

iodaruk

аксакал

Jerard> В отсутствие перегрузок зоны.

Ну сколько можно.

Тот блок взорвали шаловливыми ручками несколько одарённых людей. Само оно не взрывается если очень сильно(как эти товрисчи) не нарушать инструкцию по эксплуатации.

А то вон и пылесос - диверсионное оружие-если им как не надо пользоваться.
   14.0.835.20214.0.835.202
1 37 38 39 40 41 59

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