это... А слова "реактор находится в критическом состоянии" о чем говорят?

Критичность - она не только для топлива, а топлива, и остального, что напихали в котел: топлива, замедлителя, поглотителя, теплоносителя, конструкционных материалов... в той геометрии которая есть. В разных частях разная.

Дык, в том-то и дело, все упирается в определение.
Однако, думаю все согласятся, что оплавление урановых полушарий и раскидывание их на пару метров, взрывом назвать как-то язык не повернется.
Это как раз тот случай, когда количество переходит в качество.

Однин из обязательных признаков взрыва - ударная волна.
Что бы была ударная волна, надо что бы урановые половинки хотя бы испарились (а тут они даже до конца не расплавились).

ну а в космосе? там нет и не может быть волны
а взрыв есть
нужно, нужно вырабатывать определение
найти Рубикон

Разумеется, ничего, т.к. у него сузов не было.

вау! как же оно управлялось?

Это я приплел к этой теме быстрые реакторы – мне и отвечать.

Весь разговор начался со спора о квалификации взрыва, произошедшего на ЧАЭС-4: ядреный он, или так себе?
Похоже на то, что я уговорил уйти от терминологического спора – нам ведь все же важна суть явления, а не его название. Хотя название тоже важно, но сначала, все же, суть.
Ведь если бы внутри того реактора даже произошел «настоящий» ядерный (да хоть и термоядерный) взрыв эквивалентный по энергии взрыву 50 граммов тротила, то может быть ничего особо страшного и не случилось. С другой стороны, если бы некий злой колдун как-то умудрился бы разогреть мгновенно весь графит, находящийся в реакторе, до 10000°С, то мало бы никому не показалось.

Колдунов нам рассматривать незачем – у нас есть делящийся материал. Оставляя в стороне возможность практической реализации, попробуем оценить верхнюю границу энергетического потенциала того реактора.
180 тонн топлива, видимо, относятся все же к диоксиду урана, а не к чистому урану. Пересчет дает ~159 тонн чистого урана. Для круглости пусть будет 150 тонн.
Для энергии деления ядра урана приводятся разные цифры – возьмем 80*10⁹ КДж/кг
80*10⁹ * 150*10³=120*10¹⁴ КДж.
Тротиловый эквивалент принят равным 4184 КДж/кг. Делим одно на другое и получаем ~2800 мегатонн тротилового эквивалента – «Кузькина мать» плачет от зависти.

Я эти прикидки привел не потому, что нечто похожее может произойти, но для того, чтобы показать: есть куда расти.
Это даже не теоретически, а гипотетически. А практически?

Практически нас не интересует возможность приближения к гипотетическому варианту. Нас интересует нечто другое: возможен ли ядерный инцидент на АЭС, существенно превосходящий по выделенной энергии катастрофу на ЧАЭС-4? Гипотетический предел, рассчитанный на основании количества делящегося материала, нас никак устроить не может. На самом деле нас не устроит и планка только на один порядок превышающая чернобыльскую катастрофу. Да нас и та катастрофа никак не устраивает. В этом месте вопрос разветвляется на два.

1. Нужны гарантии того, что ни при каких обстоятельствах ядерный реактор не перейдет в режим неуправляемого разгона (управляемый рост мощности нужен – как иначе вводить реактор в рабочий режим?)
2. Нужны гарантии, что если все же неуправляемый разгон произойдет, то масштаб катастрофы не будет на порядки больше, чем то, что уже было.

Да, – нас никак не устраивает и то, что было. Но это вопрос №1. А вопрос №2, думаю, требует уточнения.

Рассуждения о надежности ведутся, как правило, в вероятностных терминах. Предположим, что мы как-то умудрились снизить вероятность неуправляемого разгона в миллион раз. Мало? Хорошо – пусть будет в миллиард раз.
Прогресс, в смысле вопроса №1, налицо. Но если цена прогресса такая, что в случае неуправляемого разгона освободится в десять раз больше энергии, чем в чернобыльской катастрофе, то такой прогресс нас устроить не может. Вот отсюда и возникает постановка вопроса №2.

Почему этот вопрос мне представляется важным? Мне подсказывают, что к настоящему времени произошло очень много ядерных инцидентов, но ничего, напоминающего по эффекту взрыв бомбы над Хиросимой, не было. И не будет – подсказывают мне, - потому что реактор – очень скверная бомба.

А я и не спорю с тем, что реактор – скверная бомба.
На Хиросиму сбросили бомбу с очень низким КПД – сейчас вроде таких не делают. Там прореагировало всего-то что-то около 1% урана. Предположим, что реактор еще «хуже» в 100 раз. Делим 2800 мегатонн на 10000 и получаем тротиловый эквивалент в 280 килотонн. Мало? Добавим сюда дополнительные поражающие факторы, которых не было в Чернобыле, но которые обязательно появятся при взрыве такой мощности.

Я считаю – и, думаю, не только я, – что на ЧАЭС-4 произошла максимально возможная по выделенной энергии авария (речь идет о порядках величин).
Этот тип реактора модернизировали – теперь там такого инцидента произойти не может. Так говорят. Пусть говорят. Но если все же вдруг, то сильно хуже, чем уже случилось, не будет.

А что с другими типами реактора?
Мне кажется, что с водяными реакторами на тепловых нейтронах, независимо от конструкции, на порядок более мощной катастрофы произойти не может – какие-то доводы уже приводил.

А что с быстрыми реакторами с ЖМТ?
Вот так они и появились в этой теме.


Загадками изъясняться изволите, уважаемый AtomInfo.Ru.
Я вовсе не утверждаю, что написанное Вами – неверно.
Я всего лишь намекаю, что человеку, мало знакомому с этими делами, и не понять, насколько верно, написанное Вами.

На уровне моего понимания (или не понимания):
Вы толкуете о возможности или невозможности возникновения неуправляемого разгона.
Если так, то и ладно – будем считать, что будущие реакторы на быстрых нейтронах не смогут войти в режим неуправляемого разгона. Вообще не смогут – ни при каких обстоятельствах. Что будет, если такой реактор войдет в режим потенциально управляемого разгона, но средства управления сломались (все!) или оператор-самоубийца будет активно мешать автоматическому управлению?

В этом случае я вижу только один вариант прекращения разгона – взрыв реактора. Этот механизм прекращения реакции обеспечивает сама реакция, а не внешние воздействия.
Вы видите какие-то другие возможности в случае, если запас реактивности меньше бета-эффективной? Напоминаю: внешние воздействия не рассматриваем – берем только то, что гарантирует физика процесса. В качестве примера можете рассмотреть конкретный известный Вам пример реактора «БРЕСТ», о котором Вы пишите, что там что-то невозможно.


А этого здесь никто и не говорил. Даже я, который о быстрых реакторах здесь говорил больше всех, ничего не утверждал, а только спрашивал: нет ли опасности того, что разгон быстрого реактора приведет к существенно большим масштабам катастрофы, чем чернобыльская катастрофа? Если низкий запас реактивности этого типа реактора дает четкий отрицательный ответ на этот вопрос, то я пока не понял обоснование такого ответа.

Саморегулирование.
На запаздывающих нейтронах добиться этого вполне возможно. Времена большие, успевают срабатывать другие эффекты, снижающие реактивность.

А зачем? Природный ядерный реактор в Окло

Kandid

если вкратце, то в реакторах есть механизмы отрицательной обратной связи. Например, реактивность поднялась выше нуля -> температура топлива выросла -> реактивность упала. Если разгон "управляемый", то всё вполне может завершиться благополучно даже без вмешательства человека или систем управления.

При разгоне на мгновенных нейтронах времена процессов таковы, что большинство связей отрабатывать не успевают.

Без контекста – ни о чем.
Это следствие (такое вот у меня мнение) того, что в ядерной физике (здесь у нас разговор только о ней) слишком широко пользуются технологическим жаргоном, который, на самом деле, появился не из стремления дать четкое определение понятию, с целью его выделения, а из сиюминутной технологической потребности. В результате (ну вот так мне кажется) сами господа физики не всегда четко понимают, о чем идет речь.

Кроме замотанного понятия критичности, можно было бы еще указать саму СЦР и разгон на мгновенных нейтронах. Да и с коэффициентом размножения нейтронов не все хорошо.

С цепной реакцией связано два коэффициента, которые можно было бы назвать коэффициентом размножения нейтронов. Так случилось, что оба коэффициента нужно держать очень близко к единице. Из начального объяснения сути цепной реакции естественным образом (интуитивно понятно) появляется один коэффициент, но для управления реакцией важен другой. А для атомной бомбы и, следовательно, для безопасности энергетических реакторов, важны оба. Разделения этих двух коэффициентов господа физики не делают.

Сообщение отредактировал kandid - 9.8.2011, 18:17

Уважаемый AtomInfo.Ru!
Все-таки это две большие разницы - "может завершиться благополучно" и "обязательно завершится благополучно".

Если реактор устроен так, что все "обязательно завершится благополучно", то мы имеем 100% гарантии в смысле того вопроса №1, и вопросом №2 можно не интересоваться.

Но можно ли говорить о 100% гарантии, если гарантия получена в результате расчета, основанного на потенциально изменяемых параметрах реактора? В результате механического повреждения (землетрясение + незамеченный дефект ТВС) ТВЭЛ'ы сложились кучкой - как это считать? Мало вероятно? Пусть так. Но если не исключено на 100%, то мы обязаны интересоваться вопросом №2, а не только вопросом №1. Я-то только на это упираю.

А что тут непонятного? По "физике" как раз просто. подкритическое состояние ЦР гаснет, надкритическое - СЦР разгоняется, критическое - остается на неизменном уровне.



ну разгон на мгновенных нейтронах - это бум или бада-бум.




А нет никакого размножения на запаждывающий нейтронах. Запаздывающие нейтроны есть. Они важны для управления реактором. А вот рамножения только на запаздывающих - нет. Доля запаздывающих нейтронов мала. Но запаздывающие нейтроны образуются как ядра стукнутого мгновенным так и запаздывающим нейтроном. Очевидно, что бОльшая часть запаздывающих образуется из ядер стукнутых мгновенными нейтронами (просто потому, что их больше).
И разделение физики делают. Просто для объяснений "на пальцах" это не особо важно (а может раньше было секретно, а теперь есть в википедиях). А для расчетов все равно, наверное нужно брать более сложные формулы. Потому, что запаздывающие велетают не сторого через 20.15915 сек (число с потолка), а тоже имеют какое-то сложное распределение по времени запаздывания.
Ну а так как, очевидно, что в ректоре коэффициент по быстрым нейтронам только чуть-чуть меньше единицы, реактор большой, к кучей обратных связей, а точных методов локального измерения коэффициента нет, то и ограничивают период удвоения мощности достаточно большими величинами (десяки минут), чтобы в каком-то месте не случился бум.

Уважаемый XBOCT!
Хотя я считаю, что строгость (однозначность) используемых понятий - очень важный вопрос, у меня есть сильные сомнения по поводу развития этой темы здесь именно мной - человеком, весьма далеким от ядерной физики и атомной энергетики. Насколько я понимаю, форум создан прежде всего для общения между собой людей из отрасли, а для информирования общественности есть информационная часть сайта.

Возможно я ошибаюсь. Но даже допуская это, я не могу решиться самостоятельно устраивать здесь разбор понятий ядерной физики. Ведь если это устраивать, то надо устраивать серьезно. Польза могла бы быть. Если я ошибаюсь, считая используемые понятия недостаточно определенными (эту-то мою ошибку уж точно нельзя исключать), то польза могла бы быть именно в популяризации каких-то знаний о ядерной физике, так как знающие люди в процессе разборок развеяли бы всякие сомнения. Но разве форум - учебный центр? Это точно не мой вопрос.

Поэтому я воздерживаюсь от ответа на Ваш вопрос "А что тут непонятного?". Отмечу только одно обстоятельство.
Ваши рассуждения о запаздывающих и мгновенных нейтронах не имеют отношения к двум коэффициентам размножения нейтронов. Но они имеют прямое отношение к неопределенности словосочетания "разгон на мгновенных нейтронах".

Я вообщем-то тоже не ядреный физик, но по-моему как раз "критическое состояние" вполне понятный термин. Когда СЦР продолжается на том же уровне. Может остаться вопрос "локальности", так как реактор - это не точечный объект, и в разных его частях может быть разное состояние критичности.




Можно уточнить, про какие два коэффициента размножения идет речь?

А можно уточнить? 150 тонн того самого урана, который делится (235ый и какой там еще) или же 150 тонн смеси различных изотопов? Imho, второе. Мне просто интересно стало - жахнуть должны все 150 тонн или только то, что к 238ому не относится?

P.S. Прошу не пинать больно за глупый вопрос - ну не спец я, совсем не спец.

В моей прикидке речь идет только об уране. Вообще-то вынужденно делиться при обстреле нейтронами могут не только всякие ураны и им подобные. Можно расколоть даже ядро стабильного изотопа. Но всякого такого в тех 150 тоннах достаточно мало - можно не учитывать. Прикидка-то очень грубая и призвана была показать, что физическое ограничение по количеству "взрывчатки" слишком далеко. Иными словами - его можно не учитывать в том смысле, что вот предел и хуже не будет. А можно было бы и учесть. Например, потратить усилия (весьма значительные!) на придумывание реактора с очень небольшим количеством топлива - таким, что если и жахнет, то не так уж и страшно.

Сообщение отредактировал kandid - 10.8.2011, 16:52

Вообще-то делится только уран-235.
238 немного тоже, но его вклад порядка 10% в лучшем случае.
Можно прикинуть так.
В Чернобыле было 150 т урана, с обогащением 1.8% (причем он еще и частично выгорел, значит даже меньше, пусть будет 1%)
Итого 1.5 тонны урана-235.
В хиросимской бомбе было 64 кг, из которых прореагировал всего 1 кг (что соответствует эквиваленту 20 кт)
Если тут предположить такую же пропорцию, то прореагирует 23 кг из 1500, то есть ~40 Мт.
Но, конечно, странно предполагать от реактора такую же эффективность, как в бомбе.
Уже где то я делал подсчет, что время смены поколения нейтронов в бомбе на 8 порядков меньше, чем в реакторе.
Если предположить, что мощность, которая успеет выделится до разлета, на столько же порядков меньше, то получится 40 Мт/100 млн ~ полтонны тротилового эквивалента.

Попробую объяснить попроще.
Бета - это доля запаздывающих нейтронов. Если коэффициент размножения больше 1+бета, то реактор взорвется.
Если коэффициент размножение близок к 1, то удобнее использовать понятие реактивности, т.е. 1-бета.
Если реактивность больше 0 то реактор разгоняется, если меньше то глохнет.
Оперативный запас реактивности - это реактивность, которая появится, если полностью вытащить из активной зоны все поглощающие стержни.
Смысл слов AtomInfo.Ru был именно такой: если ОЗР больше бета (0.007 для урана) то реактор теоретически может взорваться.
Если нет, то даже теоретически это невозможно. Если даже оператор (по ошибке например) вытащит все стержни из АЗ, то пойдет разгон, но не на мгновенных нейтронах, и автоматика успеет среагировать.
Что бы ОЗР был низким, в АЗ добавляют дополнительные поглотители нейтронов, которые убрать нельзя (как стержни).
Физически это может быть реализовано по-разному, например борная кислота в воде ВВЭР, или дополнитльные поглотители в РБМК, или добавка сильно поглощающего нейтроны вещества непосредственно в топливо.
Важно, что некоторый запас реактивности надо иметь на случай отравления реактора, иначе он просто заглохнуть может.
Так вот, прикол быстрых реакторов в том, что сечение поглощения быстрых нейтронов существенно меньше чем тепловых, и поэтому тот же ксенон и другие яды и шлаки влияет на реактивность гораздо меньше, чем в тепловом реакторе, поэтому запас реактивности можно держать несколько меньше. Отсюда и большая безопасность.
Я так понимаю, вы боитесь за безопасность БН, потому что там скорость смены поколений нейтронов гораздо больше чем в тепловом (не на 8 порядков медленнее чем в бомбе, а только на 3-4). Однако, необходимое условие взрыва - разгон на мгновенных нейтронах, остальное уже тонкости. Если ОЗР < бета, то такой разгон невозможен в принципе.

Быстрый реактор быстро взорвётся.

Эти простые объяснения мне известны. Но, во-первых, Ваш рассказ требует, как мне кажется, уточнения, и, во-вторых, видимо, требуется уточнение моих недоумений.

Сначала о моих недоумениях.
Хотя я соответствующее слово выделил, но вот Вы его как-то не заметили. Еще раз подчеркиваю: опасность представляет не разгон реактора, а неуправляемый разгон. Строить реактор, которые в принципе нельзя разогнать, то есть такой, что в нем коэффициент размножения нейтронов нельзя поднять выше единицы – это же полная бессмыслица: как такой реактор выводить на мощность? Внешний источник нейтронов? Так это же совсем другая песня, которую мы здесь не поем.

Теперь уточнения.
Есть как бы два барьера, отделяющие реактор на тепловых нейтронов от атомной бомбы.

Первый барьер – это преимущественное деление на тепловых нейтронах. Новорожденные нейтроны – быстрые. Это относится как к мгновенным, так и к запаздывающим нейтронам. Сечение взаимодействия с ними существенно меньше, чем сечение взаимодействия с тепловыми нейтронами. Особенно для ²³⁵U. Если поток нейтронов и/или плотность топлива относительно невелики, то вклад реакции взаимодействия с быстрыми нейтронами в порождение новых нейтронов относительно мал.
Но, чтобы нейтрону стать тепловым (рождается-то он быстрым), нужно время. Этого увеличения времени жизни поколения нейтронов совершенно недостаточно, чтобы успевать управлять реакцией. Но его достаточно, чтобы реактор не стал атомной бомбой. Поскольку разгон на тепловых нейтронах относительно медленный, реактор разорвет раньше, чем он перейдет в новое качество. Так мне кажется. Да и Вы сами писали о том, что разница между бомбой и реактором, с точки зрения нейтронного цикла, существенная.

Но вот если плотность потока нейтронов возрастет на порядки, то непропорционально возрастет доля делений на быстрых нейтронах. Непропорционально потому, что цикл обращения быстрых нейтронов очень мал. То есть, начиная с какой-то плотности потока нейтронов, процесс размножения может стать подобным тому, что происходит в атомной бомбе. А там уже и ²³⁸U вполне себе боец.

Второй барьер – запаздывающие нейтроны. Хотя их относительно мало, они настолько увеличивают время нейтронного цикла, что реактором становится возможным управлять.
Идея управления состоит в том, что коэффициент размножения нейтронов, рассчитанный только для мгновенных нейтронов, всегда держится меньшим единицы. Как это достигается – конструкцией реактора, или способом управления – другой вопрос. Суммарный же коэффициент размножения нейтронов, когда учитываются и запаздывающие нейтроны, может быть и меньше (снижаем мощность), и больше (увеличиваем мощность) единицы. Вот в этой схеме – и только в ней – и имеет значение соотношение ОЗР и пресловутой бета. Получается так, что если мы сконструируем такой реактор, что ОЗР всегда меньше бета, что, как я понимаю, эквивалентно тому, что коэффициент размножения только на мгновенных нейтронах всегда меньше единице, то вот таким реактором мы всегда сможем управлять. Сможем в том смысле, что он не войдет в режим, когда исправная система управления просто не будет поспевать за ростом мощности (это ведь и случилось на ЧАЭС-4). Но сама по себе такая конструкция не сможет ведь гарантировать того, что система управления всегда будет исправной. Во всяком случае, на моем уровне понимания таких гарантий не видно.

Да, так вот. Если чего такое случится, то реактору на тепловых нейтронах, прежде чем он доберется до состояния атомной бомбы, нужно преодолеть первый барьер. Я полагаю, что реактору с водяным теплоносителем это не удастся. Вот из-за тех его самых как бы нехороших свойств: вода или вода с паром в нем уже находятся под высоким давлением. Из-за чего у него имеется склонность к паровому взрыву.

А вот реактору на быстрых нейтронах первый барьер преодолевать не нужно – в нем уже идет деление на быстрых нейтронах, в нем плотность нейтронного потока уже достаточно высокая, а топливо и само по себе, и по геометрии приспособлено делиться именно на быстрых нейтронах.
Дополнительное отягчающее обстоятельство: реакторы с ЖМТ не склонны к паровому взрыву. В особенности это касается тяжелого теплоносителя - очень уж высокая температура кипения.

Ну, вот как-то так.
Напоследок: не стоит воспринимать изложенное здесь, как нечто соответствующее истинному положению дел. Это просто изложение моих представлений. Изложено для того, чтобы людям, желающим внести ясность, было понятнее происхождение сомнений.