Землетрясение и цунами, Япония |
Здравствуйте, гость ( Вход | Регистрация )
Землетрясение и цунами, Япония |
19.3.2011, 19:29
Сообщение
#2321
|
|
Эксперт Группа: Haunters Сообщений: 447 Регистрация: 15.3.2011 Пользователь №: 32 277 |
|
|
|
19.3.2011, 19:29
Сообщение
#2322
|
|
Эксперт Группа: Haunters Сообщений: 365 Регистрация: 14.3.2011 Пользователь №: 32 150 |
|
|
|
19.3.2011, 19:31
Сообщение
#2323
|
|
Новичок Группа: Haunters Сообщений: 14 Регистрация: 17.3.2011 Пользователь №: 32 545 |
"Мать, мать, мать" по привычке откликнулось эхо... Имеющуюся геометрию топлива нужно охлаждать, даже если будут какие-то выбросы. Они опять наступают на те же грабли: залив в раскаленную зону, далее пароцирконий и взрыв гремучки... Если собираются засыпать песком, то пусть сначала посчитают, что будет в этой бетонной бутылке с теперь уж точно кориумом - теплоотвод песок-бетон - это не теплосъем водой, а тепло еще долго выделяться будет. Чем выше температура, тем "цветистие" букет выбросов. Пока в выбросе мы имеем легколетучие ПД, при высоких температурах - тепловой столб и аэрозоли со всей таблицей Менделеева. Пардон за мой французский, решение выглядит идиотским. Уважаемый Александр. Температурный уровень внутри твэла несомненно повысится,а парциальное давление окиси цезия и прочих щелочных ПД должно снизится за счет взаимодействия с кислотным SiO-два на периферии заведомо избыточной засыпки.Геттер, поглотитель,адсорбент, хемосорбция-выбирайте,что понятнее.У Бога своя терминология. Герметичность оболочки ТВЭЛов нарушена--- Распыление PuO-два с помощью водяного пара НЕДОПУстимо. |
|
|
19.3.2011, 19:32
Сообщение
#2324
|
|
Новичок Группа: Novices Сообщений: 2 Регистрация: 18.3.2011 Пользователь №: 32 591 |
|
|
|
19.3.2011, 19:33
Сообщение
#2325
|
|
Новичок Группа: Haunters Сообщений: 17 Регистрация: 14.3.2011 Пользователь №: 32 156 |
Кстати, тут был наезд насчет скиммера --- так кто-нибудь разобрался и может внести ясность? Система охлаждения БВ двухканальная. Каждый канал состоит из уравнительного бака (skimmer surge tank) (skimmer - потому что на входе в бак стоит фильтр-сетка), насоса, теплообменника, фильтра-очистки. Уравнительный бак выполняет три функции: обеспечивает соотвествующий расход на насос, контролирует уровень в БВ при изъятии или погружении ТВС, через него добавляется вода в БВ или дренируется излишек. Уравнительный бак соединен с БВ при помощи устройства adjustable weir plate (чертежа нет, но похоже это затвор в сборе). После прохождения всей цепочки вода подается в днище БВ через диффузор. |
|
|
19.3.2011, 19:52
Сообщение
#2326
|
|
Эксперт Группа: Haunters Сообщений: 99 Регистрация: 15.3.2011 Из: West_EU Пользователь №: 32 246 |
... После прохождения всей цепочки вода подается в днище БВ через диффузор. уверены что в днище? я бы сказал в придонную зону, но трубы идут через верх Сообщение отредактировал Deni_DE - 19.3.2011, 19:53 -------------------- EPR, System Engineering
|
|
|
19.3.2011, 19:55
Сообщение
#2327
|
|
Эксперт Группа: Haunters Сообщений: 447 Регистрация: 15.3.2011 Пользователь №: 32 277 |
уверены что в днище? Ну оговорился человек. Сверху конечно, но уже в БВ трубопровод опускается вниз под стеллажи и вода растекается через раздаточный коллектор. Думаю так. Вы редактируете быстрее, чем я печатаю ответ. Сообщение отредактировал cluster - 19.3.2011, 19:56 |
|
|
19.3.2011, 19:56
Сообщение
#2328
|
|
Частый гость Группа: Haunters Сообщений: 341 Регистрация: 18.3.2011 Из: Калифорния Пользователь №: 32 567 |
Ошибка. В бридерах наработка плутония-239 из урана-238 (бридинг) происходит на промежуточных нейтронах. Поэтому замедлитель (графит и тяжелая вода - хорошие замедлители) для бридера вреден, он слишком быстро переводит спектр нейтронов в тепловую область, где воспроизводство делящихся материалов практически невозможно (сечения слишком малы). Да, но именно поэтому бридерами либо являются реакторы на быстрых нейтронах (которые как тот сурок - короче нет их практически) либо же реакторы с графитовым замедлителем на котором можно получить оные нейтроны в нужных количествах. Я уж не помню тонкости, но например РБМК как раз можно было назвать бридером в определенных условиях, а вот ВВР фактически - никогда. |
|
|
19.3.2011, 19:57
Сообщение
#2329
|
|
Новичок Группа: Haunters Сообщений: 17 Регистрация: 14.3.2011 Пользователь №: 32 156 |
|
|
|
19.3.2011, 19:58
Сообщение
#2330
|
|
Частый гость Группа: Haunters Сообщений: 341 Регистрация: 18.3.2011 Из: Калифорния Пользователь №: 32 567 |
Народ, вы чего???????? Уже не первый спец пытается рассказать не про бридер, а про реактор-наработчик оружейного плутония... Вы же не называете бридером РБМК или CANDU - там коэффициент воспроизводства меньше 1. Ну ладно. Если бридером не называть РБМК, то все равно - первый реактор Курчатова (закопанный под его домиком на територии ИАЭ) - был графитовым. Потому что иначе реакцию на обычном уране нельзя было обеспечить. Так ведь? И он был бридером - нарабатывал плутоний. |
|
|
19.3.2011, 19:59
Сообщение
#2331
|
|
Эксперт Группа: Haunters Сообщений: 99 Регистрация: 15.3.2011 Из: West_EU Пользователь №: 32 246 |
Ну оговорился человек. Сверху конечно, но уже в БВ трубопровод опускается вниз под стеллажи и вода растекается через раздаточный коллектор. Думаю так. Вы редактируете быстрее, чем я печатаю ответ. ошибки в нашей работе могут дорогого стоить -------------------- EPR, System Engineering
|
|
|
19.3.2011, 20:04
Сообщение
#2332
|
|
Эксперт Группа: Haunters Сообщений: 99 Регистрация: 15.3.2011 Из: West_EU Пользователь №: 32 246 |
не уверен, to the bottom , может быть и нижнюю часть. это вопрос на самом деле достаточно принципиальный, т.к. если бы трубы заходили снизу, то любое их повреждение в нижней части вызвало бы быстрое опорожнение бассейна. поэтому я постарался уточнить, т.к. на мне известных станциях нескольких типов нет у БВ патрубков ниже уровня воды допустимого для хранения топлива. что там по факту на Фукусиме, я не в курсе -------------------- EPR, System Engineering
|
|
|
19.3.2011, 20:04
Сообщение
#2333
|
|
Частый гость Группа: Haunters Сообщений: 341 Регистрация: 18.3.2011 Из: Калифорния Пользователь №: 32 567 |
Не дай бог еще увидеть катастрофу на японском бридерном монстре! Тут с проверенными технологиями такие пакости неожиданные и малообъяснимые происходит, а ни они еще бридер построить хотят как 2-3 Фукусимских реактора. Нахрен бридеры, запретить надо строительство бридеров в Японии, поскольку не достигли высокого уровня понимания технологии. Французы два раза Фениксы пускали, американцы с бридерами провозились 30 лет и без толку. Только в России есть более-менее реальный опыт работы с бридерами как с энергетическими устройствами, а не экспериментальной игрушкой. Вряд ли его сильно позитивным можно назвать. Опасная очень технология. Методы переработки сверхгорячего полугодичного ОЯТ бридеров до сих пор еще в разработке. Только это циничная и глупая позиция Росатома - дефицитное урановое топливо будем кому угодно продавать, а у себя будем бридеры кочегарить со всеми рисками и вытекающими последствиями. В годы Хрущева незаслуженно похерили тяжеловодники на природном уране. Канадцы вон на них как поднялись и по миру распространили технологию. Реакторы на расплавах солей развивать тоже не захотели. Как выбрали вектор легководных пароводяных реакторов, так никто менять ничего и не хочет. РБМК похерились, и скоро про них никто вспоминать и не будет. Это не совсем так. лучшая технология В ЦЕЛОМ была бы такая, которая выжигает топливо в полный нуль. И при этом обеспечивает геометрию и систему которые могут само-охлаждаться (твэлы в виде керамических шариков, охлаждение газом?). Но конечно, легководные реакторы именно из за того, что топливо не фига не сжигается, очень неприятны - и остаточное тепловыделение огромное и отходы сумасшедшие (как раз в быстром реакторе если топливо достаточно подержать - отходы будут куда безопаснее потому что вся эта гадость распадается еще в реакторе). (И топлива там будет расходоваться в РАЗЫ меньше, кстати. ) Другое дело, что исследования в этом направлении почти похерили, а очень зря. |
|
|
19.3.2011, 20:14
Сообщение
#2334
|
|
Эксперт Группа: Haunters Сообщений: 447 Регистрация: 15.3.2011 Пользователь №: 32 277 |
не уверен, to the bottom , может быть и нижнюю часть. На ВВЭР -1000 все врезки в БВ выполнены проходками через стены и облицовку, но не ниже уровня хранения топлива. А полное дренирование осуществляется только погружными насосами. И это всё воизбежание несанкционированного дренирования. |
|
|
19.3.2011, 20:14
Сообщение
#2335
|
|
Эксперт Группа: Patrons Сообщений: 1 424 Регистрация: 22.3.2010 Пользователь №: 4 323 |
Ну ладно. Если бридером не называть РБМК, то все равно - первый реактор Курчатова (закопанный под его домиком на територии ИАЭ) - был графитовым. Потому что иначе реакцию на обычном уране нельзя было обеспечить. Так ведь? И он был бридером - нарабатывал плутоний. На тяжелой воде еще "лучше" сделать реактор на естественном уране. Но тогда было "проще" на графите. Графитовый реактор не является бридером, как и любой другой реактор на тепловых нейтронах. По определению: БРИДЕР (реактор-размножитель), ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР, в котором производится больше делящегося материала, чем расходуется. Таким свойством обладают только быстрые реакторы (см. в одной из веток писали как он нарабатывает). А плутоний нарабатывает любой реактор , в котором есть 238U, но его образуется меньше, чем сгорает другого делящегося изотопа. |
|
|
19.3.2011, 20:24
Сообщение
#2336
|
|
Частый гость Группа: Haunters Сообщений: 341 Регистрация: 18.3.2011 Из: Калифорния Пользователь №: 32 567 |
Согласен. Хотя - а если в тот же РБМК опускать твэл заполненный естественным ураном, а потом вынимать его и выделять плутоний - можно нарабооать ядерный плутоний? Видимо, можно. Но это конечно не бридр, в тех терминах.
А в ВВР на ходу фиг чего опустишь или вынешь, и нарабатывать не получится - когда вынешь там уже не тот плутоний будет в основном (если вообще будет). Поэтому использовать его для таких экспериментов нереально абсолютно. На тяжелой воде еще "лучше" сделать реактор на естественном уране. Но тогда было "проще" на графите. Графитовый реактор не является бридером, как и любой другой реактор на тепловых нейтронах. По определению: БРИДЕР (реактор-размножитель), ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР, в котором производится больше делящегося материала, чем расходуется. Таким свойством обладают только быстрые реакторы (см. в одной из веток писали как он нарабатывает). А плутоний нарабатывает любой реактор , в котором есть 238U, но его образуется меньше, чем сгорает другого делящегося изотопа. |
|
|
19.3.2011, 20:31
Сообщение
#2337
|
|
Ветеран форума Группа: Patrons Сообщений: 1 510 Регистрация: 17.3.2011 Из: Russia, Moscow Пользователь №: 32 515 |
В сумме, какие новости за последние сутки?
-------------------- Спор - это когда обе стороны пытаются сказать последнее слово первыми
|
|
|
19.3.2011, 20:32
Сообщение
#2338
|
|
Эксперт Группа: Patrons Сообщений: 1 424 Регистрация: 22.3.2010 Пользователь №: 4 323 |
Это не совсем так. лучшая технология В ЦЕЛОМ была бы такая, которая выжигает топливо в полный нуль. И при этом обеспечивает геометрию и систему которые могут само-охлаждаться (твэлы в виде керамических шариков, охлаждение газом?). Но конечно, легководные реакторы именно из за того, что топливо не фига не сжигается, очень неприятны - и остаточное тепловыделение огромное и отходы сумасшедшие (как раз в быстром реакторе если топливо достаточно подержать - отходы будут куда безопаснее потому что вся эта гадость распадается еще в реакторе). Это тоже не СОВСЕМ так. Остаточное энерговыделение зависит от энерговыработки с "единицы" топлива - в БР, оно будет в разы больше. И эта гадость там "ничего" на распадается. А дело в том, что в БР в зоне наработки можно располагать "очень активное" ОЯТ (отработанное топливо) с теплового реактора и нейтроны БР будут "дожигать" трансураны и другие высокоактивные изотопы, и в целом активность ОЯТ после этого уменьшится и еще наработаем 239PU. (И топлива там будет расходоваться в РАЗЫ меньше, кстати. ) Другое дело, что исследования в этом направлении почти похерили, а очень зря. Топлива на единицу произведенной энергии расходуется ~ одинаково. А вот, если вы говорите о 235U, то с этим можно согласиться, тем более, что БР может работать и без 235U. Это дело похерили не везде, этим занимаются. Просто в этом пока нет ПОТРЕБНОСТИ - социального заказа. Хотя в перспективе - это может быть и будет самым безопасным направлением в реакторостроении. Но пройдут годы- нужна ПРАКТИКА. |
|
|
19.3.2011, 20:36
Сообщение
#2339
|
|
Новичок Группа: Haunters Сообщений: 62 Регистрация: 16.3.2011 Пользователь №: 32 383 |
|
|
|
19.3.2011, 20:37
Сообщение
#2340
|
|
Когда-то учил ядерную физику Группа: Haunters Сообщений: 394 Регистрация: 18.3.2011 Пользователь №: 32 580 |
Система охлаждения БВ двухканальная. Каждый канал состоит из уравнительного бака (skimmer surge tank) (skimmer - потому что на входе в бак стоит фильтр-сетка), насоса, теплообменника, фильтра-очистки. Уравнительный бак выполняет три функции: обеспечивает соотвествующий расход на насос, контролирует уровень в БВ при изъятии или погружении ТВС, через него добавляется вода в БВ или дренируется излишек. Уравнительный бак соединен с БВ при помощи устройства adjustable weir plate (чертежа нет, но похоже это затвор в сборе). После прохождения всей цепочки вода подается в днище БВ через диффузор. Почти понял... skimmer таки не от слова "сетка", а читать надо вместе: skimmer surge, т.е., бак для перелива избытка воды из БВ. Чтобы он сам не переполнился, из него откачка скорее всего к теплообменнику или просто всегда сквозь него ---такое буферное устройство, чтобы поток к теплообменнику был без особых колебаний. А вот adjustable weir plate очень похоже на что-то вроде маслосборника: вода вытекает не прямо в бак, а в шель между плавающей (?) плитой в виде скобы и стенкой --- скоба двумя концами скользит по стенке, и вода в бак попадает снизу, а легкий мусор/масло сверху можно отсосать... Так что и смысл skimmer surge tank сложился. Извините, что пристал, но вчера какие-то умники пересказ документа Комиссии Ядерного Контроля США с анализом надежности системы охлаждения бассейнов выдержки именно BWR освистали. Это нормально, так всегда когда не читают... Сообщение отредактировал Rajvola - 19.3.2011, 20:40 |
|
|
Текстовая версия | Сейчас: 25.4.2024, 10:28 |