http://www.proatom.ru/modules.php?name=New...int&sid=798
Кузнецов, конечно, персонаж стрёмный, но табличка в статье хорошая :-)

Сообщение отредактировал Smith - 22.1.2012, 10:26

Дык именно!

Скажем, 36% наши - это уже не совсем тепловые реакторы. Даже в легководном исполнении.

Как, кстати, и свинцово-висмутовые лодочные реакторы были не совсем быстрыми. Их считали не по библиотеке БНАБ для быстрых реакторов, а отдельной 21-групповой библиотекой Тошинского с упором на резонансную часть.

То есть, лодочные реакторы - это нечто промежуточное между тепловыми и быстрыми.

Более того. Говорят, что первые лодочные реакторы пускались вслепую. По программе. Оператор не видел показаний о состояниях реактора выше МКУ. И тем не менее, все живы

Физика не запрещает реактору менять свою мощность хоть от 100% до 0% за миллисекунду. Возможные обратные связи хорошо просчитываются, в крайнем случае, моделируются на стендах. Неприятности начнут возникать, например, с оболочками твэлов - броски температур способствуют их повреждениям.

Но, во-первых, и по этим причинам тоже внутризонные конструкционные материалы у лодочных РУ в основном стальные, а не из циркониевых сплавов. Сталь лучше по механическим свойствам, а негативное её влияние на баланс нейтронов решается за счёт повышенного обогащения.

Во-вторых, дефект оболочки твэла означает выход из-под неё активности. На АЭС это проблема, ибо рядом население. У лодки есть аналог контейнмента (прочный корпус) и, самое главное - рядом с ней безбрежное море. А вода, как лишний раз доказала Фукусима, хороший разбавитель. То есть, при большом количестве разгерметизированных твэлов мы в худшем случае потеряем лодку. И всё! Логика жестокая, но это военная логика.

P.S. Если на форуме вдруг найдётся человек, знающий лодочные реакторы непонаслышке, с удовольствием его послушаю. Сам я только рядом сидел непосредственно их не считал и могу ошибаться в выводах.

мож цифру 36% уберем? Вроде не совсем открытая информация? Впрочем, я наверное отстал от жизни. На Ваше усмотрение, разумеется

А % это от чего? От номинала, или, от текущей мощности (которая, скажем 15% от номинала)? Или 15% от номинала не бывает?

Ну это, про нейтронную мощность, понятно. С тепловой мощностью, видимо другая физика таки запрещает так делать Давайте я сформулирую, в чем был мой начальный вопрос и как я понял ответы.
Мой начальный вопрос был в том, что если на реакторе приехать в булочную и заглушить его, то за полчаса хождения по магазину в нем изменятся концентрации чего-то (например йода-ксенона), из-за чего, через полчаса простоя, заводить его и ехать дальше будет нельзя. Нужно будет ждать пока вредные изотопы не распадутся дальше и только потом заводить. Насколько я понял, ответа два: 1. ездят на "нетепловых" реакторах, а они ксенона не боятся. 2. Повышение обогащения.

А по поводу скорости набора мощности вопрос остался. Чем она лимитируется? Материаловедением (чтобы при быстром нагреве ничего не сломалось) или ядерной физикой? В принципе понятно, что если быстро разгонять большой реактор, то у него при "средней" критичности (хмм... реактор-то потихоньку разгоняется, значит есть небольшая свехкритичность ??) могут быть оказаться мелкие области у которых локальная критичность вышла за безопасные пределы. У меньшего реактора шансов на неоднородность должно быть меньше. То есть можно разгонять чуть быстрей.

Обычно, по умолчанию, указывается от номинала.

Уже ВСЕ давно открытая информация.
Более того, когда-то после распада союза, в зап центрах видел "оригиналы" документов, которые здесь не всем показывают до сих пор.

Что-то надо поменять или ниже МКУ, или переопределить, что такое МКУ.

Скорость набора будет лимитироваться только теплофизикой металлов- материалов.
Но теплофизика не сильно отстает от нейтронной.
Постоянная времени твэлов от 2-10 сек (разные типы твэлов)
Постоянная времени передачи теплоносителю 10-40 сек и т.д.

Критический реактор (при разумном возмущении) ведет себя как Единый Организм - ЕО, не путать с ЕР.
В этом случае за безопасные пределы по критичности ничего не выходит. Постоянные времени процессов не менее 10 сек. При <20 сек уже начинают работать защиты.

Открытая.

Закрытую я б не стал писать

Упрёк принимается

Исправить на "малые уровни"

В общем скорость ограничивается всем, что Вы перечислили. Здесь следует понимать, что нагружается не только реактор, а и связанные с ним сисиемы и оборудование. Каждый из этих элементов имеет свой набор ограничений (это сотни параметров), которые тоже необходимо поддерживать в безопасных пределах. Таким образом оператор должен решать множественную задачу, которая прописана в регламенте и инструкциях по эксплуатации и если он этого не делает, то будут вводиться автоматические ограничители - защиты предупредительные или аварийные, которые подкоректируют действия оператора, вплоть до останова

Действительно:
а)условия эксплуатации топлива
б)свойства конструкционных материалов
в)характеристики и возможности оборудования

Несколько раз в американских источниках попадалось упоминание, что у них лодочные реакторы в начале развития программы на ВОУ (80-90%) ориентировались, потом довольно быстро новые проекты шли в направлении к НОУ (до 25-30%), а в 80-90х опять к ВОУ под 93-94 % перешли. Этим вроде объясняется, что для лодок типа "Вирджиния" загруженное изготовителем ядерное топливо обеспечит работу водо-водяного реактора типа S9G фирмы "General Electric" гарантированно до 25 лет и максимально возможно до 33 лет эксплуатации, тогда как на лодках типа "Лос-Анджелес" перезаправка топливом раз в 10 лет была с максимально возможным сроком работы а.з. без перегрузки в 11.7-12.1 лет. Судя по имеющейся информации реактор S9G это PWR с эпитепловым-резонансным нейтронным спектром и бериллием в качестве замедлителя и отражателя на таблеточном топливе из 93% ВОУ с электрической мощностью в 30 MBT или эквивалентной выдачей 40 тыс. лошадинных сил на вал.
Предыдущий реактор S8G для ПЛАРБ "Огайо" был с эпитепловым нейтронным спектром с натриевым теплоносителем с натуральной циркуляцией (для снижения шумности) и бериллием в качестве замедлителя и отражателя тоже на таблеточном топливе из 93% ВОУ с электрической мощностью в 26.1 MBT или эквивалентной выдачей 35 тыс. лошадинных сил на вал. После 1994 года эти реакторы на лодках стали заменять на S6W Вестингаузский лодочный PWR, использованный в многоцелевых "Си Вульфах".
Американские старые лодочные водо-водяные реакторы Вестингаузского типа долгое время использовали пластинчатые твэлы с дисперсионным топливом на основе 93-94% ВОУ в матрице металлического циркония (14-15% от массы топлива). В качестве выгорающего поглотителя в этих твэлах использовался диборид циркония. Похоже на оригинальное топливо для исследовательских MTRов разных, не правда ли?

Сообщение отредактировал VBVB - 23.1.2012, 2:17

С американским натриевым лодочным реактором S8G мутная история, посколько одновременно с ним был построен прототип GE PWR S8G c эквивалентной выдачей 60 тыс. лошадинных сил на вал, но в серию вроде как этот реактор не пошел. Писалось, что натривая версия S8G с отражателем-замедлителем на основе BeO довольно проблемная была с течами разными и радиотоксичностью повышенной и вроде как эти реакторы впоследствии заменили на более простой S6W PWR с естественной циркуляцией водяного теплоносителя и равными характеристиками мощности.

Сообщение отредактировал VBVB - 23.1.2012, 2:38

с натриевым ли?

пишут про воду

На нимитцах - 25 лет без перегруза, на новых фордах будет 50.

Вы уверены? Вроде бы кампания у них 10 лет, 25 - расчетный срок службы

вики дает ссылку сюда:
http://www.defenseindustrydaily.com/design...rcarrier-01494/