RIA: Разрыв паропровода, приемочный критерий для ВВЭР? Опции

[nuc.pra]

Возник вопрос:

При авариях с разрывом паропровода второго контура допускается ли вторичная критичность по российским нормам?
Я когда поиск делал, то где-то это проскакивало (я к сожалению потерял ссылку), в тоже самое время

например вот тут http://www.atominfo.ru/news/air6946.htm пишут что

Приемочные критерии определяются по топливу: (плавление топлива и температура оболочек)

[barvi7]

Возник вопрос:
При авариях с разрывом паропровода второго контура допускается ли вторичная критичность по российским нормам?
Я когда поиск делал, то где-то это проскакивало (я к сожалению потерял ссылку), в тоже самое время
например вот тут http://www.atominfo.ru/news/air6946.htm пишут что
Приемочные критерии определяются по топливу: (плавление топлива и температура оболочек)

Критерии - пределы повреждения твэлов определены в ПБЯ (Приложение).
Мое видение: ввод положительной реактивности при разрыве 2-го контура (по одной петле) будет ограничен 2-3 бэтты,
а эффективность АЗ ~10 бэтт.
Поэтому при нормальной работе систем АЗ и ввода бора никаких вторичных критичностей не дожно быть и не будет.
При непроектном срабатывании АЗ и не вводе бора (по разным причинам) при неконтролируемом охлаждении 1-го контура
температура повторной критичности ~220 C (+-20) в зависимости от кампании.
Но и это на критерии по твэлам не сильно влияет - реактор саморегулируется на 10-30 %, так что с критериями нет проблем.
Нормы НТД не дожны допускать вторичной критичности - требование при "инциденте" - перевести в подкритическое состояние 2 или 5 %.

[www]

Возник вопрос:
При авариях с разрывом паропровода второго контура допускается ли вторичная критичность по российским нормам?
Я когда поиск делал, то где-то это проскакивало (я к сожалению потерял ссылку), в тоже самое время
например вот тут http://www.atominfo.ru/news/air6946.htm пишут что
Приемочные критерии определяются по топливу: (плавление топлива и температура оболочек)

Standard Technical Specification (STS, Rev.3) by Westinghouse used to state in Part 2 Bases (Section B 3.1.1, Shutdown Margin):
"The most limiting accident for the SDM requirements is based on a main steam line break (MSLB), as described in the accident analysis (Ref. 2). The increased steam flow resulting from a pipe break in the main steam
system causes an increased energy removal from the affected steam generator (SG), and consequently the RCS. This results in a reduction of the reactor coolant temperature. The resultant coolant shrinkage causes
a reduction in pressure. In the presence of a negative moderator temperature coefficient, this cooldown causes an increase in core reactivity. As RCS temperature decreases, the severity of an MSLB
decreases until the MODE 5 value is reached. The most limiting MSLB, with respect to potential fuel damage before a reactor trip occurs, is a guillotine break of a main steam line inside containment initiated at the
end of core life. The positive reactivity addition from the moderator temperature decrease will terminate when the affected SG boils dry, thus terminating RCS heat removal and cooldown. Following the MSLB, a
post trip return to power may occur; however, no fuel damage occurs as a result of the post trip return to power, and THERMAL POWER does not violate the Safety Limit (SL) requirement of SL 2.1.1."

Highlighted above means "second criticality" with all shutdown rods in the core.

I don't think the sentence about "post-trip return to power" exists in Rev. 4 of STS anymore (please check NRC website), it's likely Westinghouse designed it out.

Cannot comment on VVER, never seen anything about "post-trip return to power" in VVER safety analysis.

[nuc]

Критерии - пределы повреждения твэлов определены в ПБЯ (Приложение).
Мое видение: ввод положительной реактивности при разрыве 2-го контура (по одной петле) будет ограничен 2-3 бэтты,
а эффективность АЗ ~10 бэтт.
Поэтому при нормальной работе систем АЗ и ввода бора никаких вторичных критичностей не дожно быть и не будет.
При непроектном срабатывании АЗ и не вводе бора (по разным причинам) при неконтролируемом охлаждении 1-го контура
температура повторной критичности ~220 C (+-20) в зависимости от кампании.
Но и это на критерии по твэлам не сильно влияет - реактор саморегулируется на 10-30 %, так что с критериями нет проблем.
Нормы НТД не дожны допускать вторичной критичности - требование при "инциденте" - перевести в подкритическое состояние 2 или 5 %.

Поясните пожалуйста вашу фразу: "реактор саморегулируется на 10-30 %, так что с критериями нет проблем". На 10-30% чего и от чего, до чего? Значит ли это, что в указанном вами диапазоне мощностей, на обычных DDH все полностью на саморегулировании или вы имели ввиду что-то другое.

[Nut]

Для В-320, с очень консервативными условиями (неотключение от ГПК, МКУ) - повторная критичность через пару минут, мощность около 7% максимум, дальше взависимости от особенностей сценариев.

Сообщение отредактировал Nut - 2.12.2019, 10:46

[barvi7]

Поясните пожалуйста вашу фразу: "реактор саморегулируется на 10-30 %, так что с критериями нет проблем". На 10-30% чего и от чего, до чего? Значит ли это, что в указанном вами диапазоне мощностей, на обычных DDH все полностью на саморегулировании или вы имели ввиду что-то другое.

DDH - ? Это - ВВР ?
реактор саморегулируется на 10-30 %, - Это в % от номинальной мощности - Nном.
Если реактор, в т.ч. и типа ВВЭР, спроектирован физиками, то - ДА - должно работать саморегулирование . . .
Рассматривается специфический случай: работает ТОЛЬКО саморегулирование: у оператора нет возможности влиять активно на реактивность системы: нет ни ОР СУЗ, ни "бора", ни возможности поддерживать температуру т/н.
и в этом случае "надежда" на саморегулирование . . .

[www]

Для В-320, с очень консервативными условиями (неотключение от ГПК, МКУ) - повторная критичность через пару минут, мощность около 7% максимум, дальше взависимости от особенностей сценариев.

У Вестингауз теперь защита добавлена - откл ГЦН на поврежденной петле ГЦК с разрывом паропровода (ну чтобы ГЦН перестал качать хол воду и добавлять позитив реактивность).

А что-то пересмотрели/добавили/изменили у ВВЕР для таких аварий?

[barvi7]

У Вестингауз теперь защита добавлена - откл ГЦН на поврежденной петле ГЦК с разрывом паропровода (ну чтобы ГЦН перестал качать хол воду и добавлять позитив реактивность).

А что-то пересмотрели/добавили/изменили у ВВЕР для таких аварий?

Для обеспечения "проектных" скоростей расхолаживания (в т.ч.и оборудования петли) ГЦН должен отключаться.
Отключение ГЦН будет сформировано и по уровню в ПГ - тоже автоматом !

[Nut]

У Вестингауз теперь защита добавлена - откл ГЦН на поврежденной петле ГЦК с разрывом паропровода (ну чтобы ГЦН перестал качать хол воду и добавлять позитив реактивность).

А что-то пересмотрели/добавили/изменили у ВВЕР для таких аварий?

Да, для ВВЭР ничего страшного не происходит, особенно если не накладываются дополнительные отказы. ПГ локализуется практически сразу и по пару и по воде, ГЦН отключается. Раньше была ещё одна защита разрывная, но потом ее убрали, тк она практически дублировала эту. А для PWR могут быть другие эффекты, тк зависит от веса СУЗ и количества петель, ну и коэффициентов.

[nuc]

DDH - ? Это - ВВР ?
реактор саморегулируется на 10-30 %, - Это в % от номинальной мощности - Nном.
Если реактор, в т.ч. и типа ВВЭР, спроектирован физиками, то - ДА - должно работать саморегулирование . . .
Рассматривается специфический случай: работает ТОЛЬКО саморегулирование: у оператора нет возможности влиять активно на реактивность системы: нет ни ОР СУЗ, ни "бора", ни возможности поддерживать температуру т/н.
и в этом случае "надежда" на саморегулирование . . .

Как работает физика в теории мне понятно. Это понятно на корабельных реакторах (и прекрасно работвет, к слову). А как в реальности на керамическом топливе? Без всех поглотителей. Что, действительно такой маневр мощности вы сделаете на реальном реакторе?

[Pakman]

Неподначивай их, нюк.

[barvi7]

Как работает физика в теории мне понятно. Это понятно на корабельных реакторах (и прекрасно работвет, к слову). А как в реальности на керамическом топливе? Без всех поглотителей. Что, действительно такой маневр мощности вы сделаете на реальном реакторе?

. . .вы сделаете на реальном реакторе?
В том то и дело, что ничего "вы" не сделаете, так как ничего "нет" - поэтому только ЕЦ и саморегулирование.
Кстати, режим работы на ЕЦ, должен проверяться на этапах физпуска и освоения мощности, т.к. на них "полагаются" в разных руководствах и инструкциях . . .
Но практически нигде не выполняются, помятуя, наверное, о неудачном эксперименте "с выбегом" . . .
Есть "места", где выполнялись . . работа РУ на ЕЦ . . .

[Pakman]

В неудачном эксперименте "с выбегом" циркуляция была сверхпринудительная. На том и погорели.

А вы, вообще, о чём тут? 10-30% номинальной мощности ещё утилизировать надо, а если у вас ни СУЗ, ни бора, то можно представить, чего ещё у вас там блоке нет. О чём вы, всё-таки? Что зона не пойдёт на мгновенных?

[barvi7]

В неудачном эксперименте "с выбегом" циркуляция была сверхпринудительная. На том и погорели.

А вы, вообще, о чём тут? 10-30% номинальной мощности ещё утилизировать надо, а если у вас ни СУЗ, ни бора, то можно представить, чего ещё у вас там блоке нет. О чём вы, всё-таки? Что зона не пойдёт на мгновенных?

мат. . . часть . . . !

[Pakman]

Я чё-то сложное спросил, что тебе знания матчаси не хватило?

[barvi7]

Я чё-то сложное спросил, что тебе знания матчаси не хватило?

Что зона не пойдёт на мгновенных?
Сначала узнаем условия, когда ОНА "пойдет на мгновенных" . . .
и откуда они (условия) возьмутся даже, если нет Бора и СУЗов . . .,
если задача решаемая - ответ в студию, потом . . . "пойдем" дальше . . .

[Pakman]

Нету бора, нету СУЗов,
Выдохся балон САОЗ.
Выпускник вчерашний ВТУЗа
С БЩУ сигналит:"SOS"!!!

[Pakman]

Что зона не пойдёт на мгновенных?
Сначала узнаем условия, когда ОНА "пойдет на мгновенных" . . .

Ясно, как день - когда доля быстрых нейтронов превысит долю медленных.

[alex_bykov]

Ясно, как день - когда доля быстрых нейтронов превысит долю медленных.

Фигасе... М.б. реактивность превысит бэту, всё-таки?

[barvi7]

Ясно, как день - когда доля быстрых нейтронов превысит долю медленных.

. . . практически все быстрые превращаются в медленные (это для ВВЭР или любого другого реактора с тепловым спектром). . . .
А если , м.б., речь шла о мгновенных и запаздывающих нейтронах (что совсем не одно и тоже, что быстрые и медленные), то в любом реакторе при любом состоянии , а именно ВСЕГДА мгновенных в ~160 раз больше, чем запаздывающих (это для делений на 235U).
При делении на других изотопах м.б. мгновенных больше, чем запаздывающих до ~ 500 раз ! Это все и называется "матчасть" !
PS. Под ВСЕГДА - подразумеваются не "взрывные" процессы, а реальные, наблюдаемые на АЭС за последние ~ 70 лет.

[AtomInfo.Ru]

Ясно, как день - когда доля быстрых нейтронов превысит долю медленных.

Бээнщики с большим интересом, прищурясь. смотрят на тебя

[Pakman]

Ваши чудовищные заблуждения, коллеги, я оставляю вашей совести как инженеров. Важно не это. Сказано было: эффект от разрыва паропровода на петле составляет 2-3 бета в плюс. Но так как СУЗ, так как бор - то ничего не будет. И рядом же: а если не СУЗ и не бор, то тоже более-менее сносно. Как так? Только что было плюс 2-3 бета и уже самоотрегулировалось. На доплере что ли? А я вам говорю - на мгновенных полетите, к бабке не ходи.

[barvi7]

Ваши чудовищные заблуждения, коллеги, я оставляю вашей совести как инженеров. Важно не это. Сказано было: эффект от разрыва паропровода на петле составляет 2-3 бета в плюс. Но так как СУЗ, так как бор - то ничего не будет. И рядом же: а если не СУЗ и не бор, то тоже более-менее сносно. Как так? Только что было плюс 2-3 бета и уже самоотрегулировалось. На доплере что ли? А я вам говорю - на мгновенных полетите, к бабке не ходи.

Читаем пост (сооблщение №2) . . . внимательно !

[www]

А вот проект CANDU Вам даст 1 бету фору для таких аварий с точки зрения контроля и управления авариями... БЗОКов у нас нет вообще, а расхолаживать и давление можно валить просто колом (ибо 1 контур весь из черной стали)

[asv363]

Ясно, как день - когда доля быстрых нейтронов превысит долю медленных.

"Что ты милая,
смотришь искоса
низко голову наклоня..."

Чьё же авторство сообщения:
http://forum.atominfo.ru/index.php?showtop...ost&p=33891

[AtomInfo.Ru]

Читаем пост (сооблщение №2) . . . внимательно !

А вот чтобы народ не пугался от слов "2-3 бета в плюс" и не хватался за клавиатуру, то хорошо было бы график приложить, хотя бы качественный. Как эта реактивность вводится по времени, например.

Потому что без графика Pakman в чём-то даже прав в своём благородном гневе, потому как стержни, падающие за 2 секунды, с мгновенно введёнными "2-3 бета в плюс" не совладают.

[alex_bykov]

Давненько держал в руках обоснование под РК-2 (440-е). Для аварии с отрывом коллектора ПГ скорость изменения температуры теплоносителя 1-го градусы (не десятки) в секунду. Успеваем.

[AtomInfo.Ru]

Давненько держал в руках обоснование под РК-2 (440-е). Для аварии с отрывом коллектора ПГ скорость изменения температуры теплоносителя 1-го градусы (не десятки) в секунду. Успеваем.

Вот! Я примерно о том же.

[barvi7]

А вот чтобы народ не пугался от слов "2-3 бета в плюс" и не хватался за клавиатуру, то хорошо было бы график приложить, хотя бы качественный. Как эта реактивность вводится по времени, например.
Потому что без графика Pakman в чём-то даже прав в своём благородном гневе, потому как стержни, падающие за 2 секунды, с мгновенно введёнными "2-3 бета в плюс" не совладают.

Теплоноситель на входе в активную зону "холодеет" от того, что т/н стал больше охлаждаться в ПГ при его бОльшем вскипании, в случае разрыва паропроводов или подобного.
Откуда ж мгновенно может взяться ? - Это тепловые процессы на ТОТ в ПГ, с постоянной времени ~ (3-10) с, может и больше,
А еще транспортное время от ПГ до реактора и активной зоны ~-2-3 c . . . ,
поэтому - это "мгновенно" больше 10 - . . . ка (ков) секунд,
и времени срабатывания АЗ ~ 2 сек должно хватить . . . наверное ?

Сообщение отредактировал barvi7 - 14.12.2019, 20:52

[AtomInfo.Ru]

Откуда ж мгновенно может взяться ?

Barvi7,

я не только не спорю, я даже немножечко в курсе таких транзиентов по своей прошлой жизни
А встрял в беседу я только для того, чтобы предотвратить надвигающуюся битву титанов на ровном месте.

[Pakman]

А вот проект CANDU Вам даст 1 бету фору для таких аварий с точки зрения контроля и управления авариями... БЗОКов у нас нет вообще, а расхолаживать и давление можно валить просто колом (ибо 1 контур весь из черной стали)

А надо, что бы из чугунины был, знаете, с таким характерным фасонным расширением на конце труб, что бы одна в другую вставлялась - тогда это будет по-настоящему народный реактор. Скажите, а физзащиту у вас осуществляет канадская конная полиция?

Сообщение отредактировал Pakman - 15.12.2019, 3:27

[barvi7]

. . . и как "это" относится к теме ветки, или к другим . . ., даже . . . "АЭС на резинке" ?

[Pakman]

Прямым образом: участник www наглядно продемонстрировал преимущество в 1-ну бета промышленного тяжоловодника перед реактором ВВЭР, а так же чугуных труб перед медицыинской сталью 18/10, из за которой, вместо брутальной подачи вод Ледовитого Окиеана в ядро реактора, вы выписываете с ним какой-то кардебалет, когда его надо просто остудить.

Сообщение отредактировал Pakman - 16.12.2019, 19:49

[www]

А Вы что думаете, в Центральном Комитете Кандю над этим вопросом уже не думали? CATHENA simulation однако показал, что при аварийных скоростях расхолаживаний, места
стыковок чугунных труб (ведь чугунь vs. ляминь это разные вещи, правда) вскрываются, что приводит к потере теплоносителя 1 К. При том - оконная замазка слабо помогает,
не успевают операторы затыкать щели - ибо чугунная труба (будь она не ладна) штука круглая. Вот была бы она плоская (как и все шутки) - вопрос был бы закрытым.

И вообще, Ваш PWR бедный на запаздывающие нейтроны - у вас они раз-два и обчелся от дочерних продуктов деления...

А у нас в квартире газ в CANDU - основной источник зап нейтронов (со временем в 15 сек) тяж вода.
Да за 15 сек, шустрый оператор может сбегать за неоперативные панели, сделать пару затяжек припрятанной заначки (э-э... не будем писАть чего),
и проконстатировать что реактор остановлен и в безопасном состоянии.