Версия для печати темы

Автор: pappadeux 11.1.2016, 6:26

60?

я ранее читал про 50, и не в одном месте

"Оценочный суммарный максимальный флюенс нейтронов на КР блок №1 ХАЭС за первые десять
топливных кампаний составляет 1.11 10^19 см^-2, при средней скорости
накопления флюенса 1.11 10^18 см^-2 за кампанию.
Если такой темп накопления флюенса нейтронов сохранится в дальнейшем,
то предельно-допустимый флюенс, указанный в ТОБ РУ В-320 и равный 5.7 10^19 см^-2,
будет набран приблизительно за 50 лет эксплуатации."

Автор: AtomInfo.Ru 11.1.2016, 8:36

С 1985 до 2045 года - сколько получается? 60 лет.



Загрузки формировать так, чтобы щадить корпус. Ключевые слова "Если такой темп сохранится".

Автор: Vaklin Hristov 11.1.2016, 9:28

Все правильно если держать бетон и сталь на складе. Когда они на улице или в машзале и подвержены циклическими нагрузками, то не все так радужно.

Автор: asv363 11.1.2016, 11:00

Уважаемый pappadeux, что же Вы не опубликовали абзац, который идёт следующим за приведённым Вами текстом, а именно:

"Начиная с 8-й топливной кампании, наблюдается существенное снижение плотности
потоков быстрых нейтронов на основной металл верхней обечайки КР. Это объясняется,
главным образом, установкой ТВС с частично выгоревшим топливом на периферии
активной зоны."

В сущности, это и есть некое экранирование основного металла и СШ КР, о котором Вам уже ответил уважаемый AtomInfo.Ru:



P.S. Исходный доклад http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/32/051/32051633.pdf в подборке INIS МАГАТЭ.

Автор: Didro 11.1.2016, 11:55

А разве по мере выгорания не к центру ставят?

Автор: garry_t 11.1.2016, 12:15

там на самом деле все сложно с этими перестановками. общая тенденция - убрать с периферии "подгоревшее" и поставить свежее, но в центре может и свежее стоять.

Автор: AtomInfo.Ru 11.1.2016, 12:31

Зависит от того, что интересует при оптимизации перегрузки.

В ряде схем с низкой утечкой нейтронов часть выгоревших сборок как раз ставят на периферию активной зоны.
Выигрыш в экономии нейтронов и, что стало важным после начала эпопеи продлений, меньший поток быстрых на корпусе - то есть то, что просят прочнисты.

Такими вещами давно развлекаются. О них меньше говорили, пока не было хороших СВП. А до этого как только не извращались... Вестингауз любил железные кассеты добавлять в схемы перегрузок - в смысле, стальные чушки вместо твэлов.

Автор: AtomInfo.Ru 11.1.2016, 12:42

Именно что сложно.



Это, собственно, с института - понижаешь таким образом Kq.



Вот. Kq не единственный показатель, за которым надо следить. Например, утечка нейтронов в тепловом реакторе без бланкетов есть паразитное явление. Поэтому почти сразу стали искать схемы, как бы её уменьшить (а теперь это ещё и для корпуса оказалось полезно).
Там получались разные схемы, в которых вперемешку шли свежие и подгоревшие. В том числе, на границе зоны. Конкретику на своей можете посмотреть станции, наверняка тоже какие-то подобные схемы там могли использоваться.

И к свежему в центре должны СВП прилагаться, иначе могут возникнуть какие-то неприятные моменты по реактивности.

Автор: Vaklin Hristov 11.1.2016, 12:47

Тупой вопрос. Корпус реактора насколько тяжелее становиться за проектный срок службы?

Автор: AtomInfo.Ru 11.1.2016, 13:01

Ну ты спросил!!!!

Кроме того, что активная зона тысячника за год худеет на 1 кг, я больше ничего не помню. Да и за этот кг уже не поручусь, посчитать надо.

Автор: Dobryak 11.1.2016, 13:04

Уж не помню, кто из классиков писал, что даже на рубеже 50-х при обсуждении энергетических реакторов скептики полагали, что из-за накопления радиационные дефектов срок службы корпуса будет всего несколько лет....

Автор: AtomInfo.Ru 11.1.2016, 13:16

Резоны определённые в этом есть. Но повезло в том, что для корпуса важен всё-таки интеграл по времени от потока быстрых нейтронов, а не всех нейтронов скопом.

Автор: alex_bykov 11.1.2016, 16:38

У меня диплом был по расчёту и контролю первых in-out (свежак ставится преимущественно ближе к центру и по мере выгорания переставляется к периферии) компоновок на блоке 1 ЮУАЭС
Это, если что, 1993 год, самая первая загрузка с пониженной утечкой на ВВЭР-1000...

Реально организовать зону из полностью закрытой выгоревшими кассетами периферии невозможно, как из-за предельно допустимых неравномерностей энерговыделения, так и из-за возможных косяков с коэффициентами реактивности и эффективностями СУЗов. Но это и не особо нужно. Сейчас общепринятой практикой является установка кассет 4-го года эксплуатации (на ВВЭР-1000) в 3 ближайших к выгородке ячейки. Из всех остальных до КР добивают уже тепловые нейтроны, а от них показатель смещений на атом никакой.

Автор: asv363 11.1.2016, 16:45

Ваклин, вспомни о бельгийских блоках на АЭС "Дуль" и АЭС "Тианж", на которых были обнаружены трещины снаружи КР. Я понимаю, что это согласно проекту трёхпетлевой Вест и в принципе PWR, а не ВВЭР. Более того, раз их регулятор дал разрешение на повторный пуск, скорее всего потери материала КР при поверхностном наружном образовании мелких и относительно неглубоких трещин невелики или отсутствуют. Однако, это прецедент, который следует учитывать в расчётах.

Автор: Vaklin Hristov 11.1.2016, 17:24

Никак не прецедент. Раз топливо худеет, то реактор поправляется. И по весу и по окружности. Ваши поправляются меньше, что в свое время удивило французов. Ссылаясь на сомнения качества шва они получили кусок шва с прилегающим металлом, который проработал много лет в самом нагруженном участке корпуса реактора. Что точно показали исследования дальше я не могу сказать. Есть некоторые слухи о применений в сплавов материалы, которые имеют стабильные свойства с разным количеством нейтронов, но не углублялся.

Автор: AtomInfo.Ru 11.1.2016, 17:54

Топливо худеет, потому что масса превращается в энергию (и выносится наружу). То есть, это не то, что килограмм металла за год срезается со сборок.

Автор: Vaklin Hristov 11.1.2016, 17:57

А от потери нейтронов никак? Нейтрон весомый ведь?

Не спорю, а пробую выяснить процесс для себя.

Автор: Vaklin Hristov 11.1.2016, 18:00

https://ru.wikipedia.org/wiki/%D0%97%D0%B0%D0%BA%D0%BE%D0%BD_%D1%81%D0%BE%D1%85%D1%80%D0%B0%D0%BD%D0%B5%D0%BD%D0%B8%D1%8F_%D0%BC%D0%B0%D1%81%D1%81%D1%8B

Автор: Дед Мороз 11.1.2016, 18:11

Исходя из формальной логики, корпус реактора поглощает некоторое количество нейтронов и, по идее, должен становиться тяжелее.
Наверное, спецам посчитать нетрудно, а мне лень)))

Автор: AtomInfo.Ru 11.1.2016, 18:13

С такими умными вопросами - это к Dobryak'у Я тут пас.

Масса в расчётах выгорания не сходилась, это верно. То есть, суммарная масса тяжёлых и осколков на данном шаге выгорания не равнялась тождественно суммарной массе тяжёлых на начало кампании.
Но извини, меня никогда это особо не касалось.

Автор: AtomInfo.Ru 11.1.2016, 18:15

И все дружно посмотрели на Сашу Быкова. У него на работе куча программ есть.

Автор: AtomInfo.Ru 11.1.2016, 18:36

Возьми предел по флюэнсу на корпус, умножь на площадь внутренней поверхности корпуса, получишь общее число поглощённых в корпусе нейтронов при наборе предельного флюэнса. Далее умножь на массу нейтрона.

Получишь оценку сильно сверху, ибо предел в реальности не выбирается.

Французы, скорее всего, обляпались в своих расчётах для ВВЭР (поток нейтронов за пределами зоны не очень просто считается) и попросили нечто материальное, что могли бы считать экспериментальными данными и подправить свои коды.
Это объяснение вполне реальное (как французы в 91-ом пытались посчитать РБМК, я наблюдал сам, результаты были... цензурных слов не подберу).

Автор: Vaklin Hristov 11.1.2016, 18:59

А придется ...

Шучу конечно, но раз тему затронули, то наверное и развитие ее будет.

Автор: Vaklin Hristov 11.1.2016, 19:02

Ему нужно знать состав сплава. Захват, пропуск мимо, деление, замена, стабильный, не очень и т.д.

Автор: pappadeux 11.1.2016, 19:24

пока писал, земля из под ног ушла, повторюсь

скажем, за год за все про все 10^20 нейтронов на кв.см. Пусть все они остаются в корпусе и распадаются в атомарный водород

т.е. примерно 10^4 кв.см за год получит порядка моля водорода, т.е. 1 грамм

скажем, площадь в районе/около зоны - 3.14*450*500, округлим вверх, 10^6 кв.см

делим на 10^4, получим 100г за год

Автор: Vaklin Hristov 11.1.2016, 19:25

Они входят в корпус и даже проходят через него. 100% экранирование наверно мечта каждого проектировщика.


П.П. Водород вроде как протон, но 1 грамм водорода на каждый кв. см. корпуса ... сильно однако. Тогда те, с тремя годами, более чем правы.

Автор: Дед Мороз 11.1.2016, 19:29

Конечно, все посчитать точно - это довольно серьёзная задача. Однако прикинуть на пальцах можно.
Я полагаю, основа сплава для корпуса - это все-таки железо =). Основной изотоп - железо-56 (насколько я помню, 90%). Железо-57 и железо-58 - тоже стабильные изотопы, то есть практически все нейтроны, которые приходятся на долю железа-56, в железе и остаются. А это, думаю, примерно 70%.
Но это чисто физика, а ведь есть и химия. Корпус, хоть и устойчив - все равно корродирует, и, думается, потери массы за счёт коррозии заметно превышают прибавку за счёт нейтронов.

Автор: Vaklin Hristov 11.1.2016, 19:32

Коррозия утончает. Нейтрон разрушает.

Автор: Dobryak 11.1.2016, 19:35

Этот примерно кило вычисляется элементарно, если безбожно округлять, не претендуя на 10% точность. Итак, суммарная масса осколков меньше массы урана-235+тепловой нейтрон на 200 МэВ. Это надо поделить на массу ядра 220 ГэВ, т.е., получаем 0.9 промилле от массы ядра. За год выгорает примерно 0.9 % от 90 т урана в активной зоне ВВЭР-1000. Т.е., 810 кило урана-235 прошло сквозь деление, и их надо помножить на те 0.9 промилле, что даст 730 г, украденных за год из активной зоны "по гнусной теории Эйнштейна" ((с) Высоцкий). На полноценное кило все же немного не тянет...

С нейтронами просто: даже при 3-х штуках на деление масса в них чутка менее 3 Мэв, что дает 1.5% от энергии деления. Поэтому на оценку в 730 грамм повлиять это не может. Заметим, что эти 200 МэВ на деление включают энерговыделение при гамма- и бета-распадах радиоактивных осколков, и мы знаем, что это около 6%.

В сборках с уже накопленным плутонием часть энергии идет от деления плутония, но плутоний от урана отличается по втомному весу мало, энерговыделение при делении тоже --- в-общем, на 10% точность в оценке этих 730 граммов претендовал бы.

Оценить разъедание корпуса коррозией совершенно не в состоянии.

Автор: AtomInfo.Ru 11.1.2016, 19:42

О! Значит, почти не ошибся.

Это дело я считал в 1985 году по распоряжению злорадно улыбавшихся спектрометристов, у которых подрабатывал.
За 30 лет в памяти усушка слегка округлилась и дошла до килограмма.

Автор: Dobryak 11.1.2016, 19:57

Я люблю студентам подкидывать вопрос, сколько энергии уносят реакторные нейтрино. Студенты в МФТИ крутые, и они знают, что в реакторе бегают нейтроны, и что у нейтрона есть бета-распад. И начинают с энтузиазмом вычислять число этих бета-распадов.... И не было ни одного раза, чтобы кто-то вспомнил о бета-распадах осколков, откуда берутся запаздывающие нейтроны. Хотя в прошлый раз им об этом и рассказывали. Самые бойкие успевают даже за полчасика досчитать потери за счет бета-распада нейтрона, и сильно удивляются, что до законных 6% как до Луны пешком. К сожалению, те 6% на пальцах нельзя досчитать даже с точностью до двойки-тройки, но можно дать им почувствовать порядок величины.

Автор: Татарин 11.1.2016, 20:09

Когда-то студентом натыкался на забавный расчёт антинейтринного двигателя: бета-активный изотоп, ориентированный в магнитном поле за счёт нарушения CP-симметрии "стреляет" анизотропными нейтрино. Корабль получает импульс и летит.
Избыток тепла там тоже утилизировался в виде теплового излучения с правильной стороны и выкидывания отработавшего топлива через сопло, но это неважно.

Фишка была в неожиданной тяге от антинейтрино, достаточной для измерения и даже заметной на фоне прочего.

Автор: Dobryak 11.1.2016, 20:35

Для этого достаточно несохранения четности, т.е., нарушения Р-инвариантности. Вы описали опыт мадам Ву, где смотрели асимметрию углового распределения электронов, для антинейтрино все то же самое.

В году 64-65 то ли в "Смене", то ли даже в "Огоньке" читал научную фантастику:

Сидит в Беркли в студенческой столовке советский биофизик, попавший в Штаты по обмену, кто лихорадочно пытается вспомнить физику. И дочитал до импульса и уровня Ферми, и узнал, что под уровень Ферми забраться нельзя, так как там все состояния заняты. Это его так поразило, что его посетила мысль, которую он озвучил вслух: да если бы было кругом полно антинейтрино с большим уровнем Ферми, то и бета-распады тормознулись бы. Агенты ЦРУ за соседним столом записали эту тираду и сфоткали книгу в его руках. Назавтра в ЦРУ больщой шухер: да если какие-то биофизики о таком болтают за обедом, то чего же достигли советские ядерщики? Еще через сутки большое совещание с лучшими ядерными умами Америки и запускается программа строительства генератора нейтрино. Советский крот на этом совещании немедленно шлет шифровку, назавтра на Лубянке такое же совещание, после которого уже американский крот шлет срочную шифровку в Лэнгли. И гонка завертелась... Через пару лет даже при полном затемнении всей страны двойки по мощности генерации не хватает по обе стороны океана, и и там и там принимают решение эту глупость прекратить. Но вошедшие в раж физики и там и там просят дать попробовать еще раз, и случайно генераторы включают одновременно.

И тут напротив Кремля из Москвы-реки и напротив Белого Дома из Потомака всплывают субмарины и на мостик выскакивают матерящиеся на неправильных языках капитаны, у которых ядерные реакторы встали.

Ни в одном сборнике больше этого рассказа не видал, автора не помню напрочь.

Автор: AtomInfo.Ru 11.1.2016, 21:15

Читал фантастики много, что-то смутно знакомое, но опознать не могу.

Автор: asv363 11.1.2016, 21:20

В целом, я был не совсем точен: ты задал вопрос про реактор, я написал про КР без ВКУ. В материаловедении при исследовании темплетов или ОС надо ещё учитывать эффект плотности потока нейтронов (эффект флакса) для ИР на котором проводится облучение/дооблучение исследуемых материалов. Возможно набор дозы при дооблучении был слишком быстрым.

P.S. Марки сталей под ВВЭР не секрет, равно как и техпроцесс (без деталей).

Автор: Татарин 11.1.2016, 21:35

Да, конечно, нарушения чётности достаточно.

Просто в своё время удивила значимость эффекта... и, в общем-то, с оговорками, его принципиальная применимость.

Автор: Pakman 11.1.2016, 21:48

Е=mс^2.

Найдём энергию произведённую реактором за год и поделим на с^2.

Тепловая мощность ВВРЭ: 3000 МВТ

3000е+6*3600*24*365/(300е+6*300е+6) = 1,051 кг при КИУМ=1,
без учёта слинявших нейтринов и пр. течей из первого контура. Вклад всех лантаноидов и актиноидов, как то 239, 241 и далее в периоде, учтён до копейки.

Автор: Обнинский 11.1.2016, 22:18

Много. У ВВЭР тепловых и быстрорезонансных нейтронов примерно поровну. fluence быстрых где-то 10^18 н/см^2, тогда всех энергий вместе не будет больше 5*10^18 н/см^2.

Автор: Обнинский 11.1.2016, 22:20

Минимум на 20 еще поделить надо. У вас поток сильно завышенный. За год получится 5 г.

Автор: Обнинский 11.1.2016, 22:22

А какой у вас сектор? 30 градусов?

Автор: AtomInfo.Ru 11.1.2016, 22:33

Вот видишь - если этот килограмм аннигилировать, то Энская АЭС выполнит годовой план за микросекунду.

Насколько мы ещё неэффективно работаем с атомом-то, а?

Автор: VBVB 11.1.2016, 22:51

А что каждая конкретная АЭС в РФ использует свои собственные схемы перестановки ТВС при перегрузке топлива?
Общую схему для схожих блоков с одним и тем же видом топлива не используют?

Автор: VBVB 11.1.2016, 22:54

А зачем французам нужно было считать РБМК?
Только для верификации расчетных моделей и кодов?

Автор: LAV48 11.1.2016, 23:01

Секундочку, а мощность откуда? Она случаем с мощностью ГЦН не суммирована?

Автор: LAV48 11.1.2016, 23:05

Вообще не понятно. Зачем-то все нейтроны скидывают на корпус, но они ж съедаются и водой (откуда то тритий берётся) и бором, а ещё есть другие примеси. Я уж молчу, что заметная часть потока вообще отражаться могёт...

Автор: AtomInfo.Ru 11.1.2016, 23:08

В ветке, в основном, оценки сверху. Но есть и более-менее реальные данные о флюэнсе быстрых нейтронов на корпус (то есть, тех нейтронов, кто до корпуса долетел).

Автор: Vaklin Hristov 11.1.2016, 23:10

https://en.wikipedia.org/wiki/Isotopes_of_boron
в миллисекундном интервале однако...

Высокая активность теплоносителя не считается поводом для выдачи премиальных...

Рано или поздно все избытки пойдут на корпус и ВКУ.

Автор: Татарин 11.1.2016, 23:10

Дык да... год работы большого блока - всего-то мегатонна ТЭ. Курам на смех...

...
Про корпуса и флюенсы вспомнилось (наверняка все тут это видели, но)...

В эру расцвета психоделиков в России некие товарищи предлагали строить КВС - котёл взрывного сгорания.
Где небольшие бомбочки по килотонне каждая должны были в струях натрия эффективно сжигать дейтерий и нарабатывать плутоний из природного урана.
Всего 3 взрыва в день - эквивалент ВВЭР.
А предлагалось 6 в час - почти 100ГВт тепловой мощи.

Бомбы жахают, дейтерий горит, натрий хлещет, пар натрия прёт в турбины, со стенок капает плутониевый конденсат... Подземная линия роботов лепит водородные БЧ по сто штук в день, плутоний удваивается чуть ли не помесячно.
Романтика.

Вот это - стратегия. Вот это - развитие.
И расслабиться точно не даёт.

...

Забавно, но как раз там дозы на корпус приходились меньше, чем ВВЭР. Если на тот же гигаватт брать, то в десятки-сотни раз меньше. Очень существенно меньше.

Автор: AtomInfo.Ru 11.1.2016, 23:11

Ну кто бы мне ответил бы честно? 91-ый год, я для них был как минимум bolchevik, а как максимум меня считали офицером.

Я спросил. Мне ответили: "Хотим посмотреть, насколько хорошо мы сможем его посчитать". Думайте сами, насколько ответ был честным.

Автор: AtomInfo.Ru 11.1.2016, 23:17

В общем случае не получится, т.к. разные кассеты, разные условия эксплуатации.

А так, топливные циклы ВВЭР считает Курчатник. Думаю, что всё-таки на них базируются.

Конкретные альбомы - информация коммерческая, поэтому не могу ответить детально, просто не знаю насколько они разнятся поблочно.

Автор: Ultranauth 11.1.2016, 23:30

Этот концепт регулярно всплывает в литературе, раз в 10-15 лет. Там, кстати, в основном проблема не в нейтронах, а в тепловой нагрузке стен... и средней мощности, меньше 20 гигаватт уже нихрена не термоядерный реактор, а скорее ядерный.

Автор: VBVB 12.1.2016, 0:01

Книга товарищей из Снежинска про КВС (Взрывная дейтериевая энергетика, 2004) на редкость интересная, но проект утопичный в нынешних политических реалиях.

Тема влияние потоков быстрых нейтронов от малых импульсных темоядерных взрывов на корпус КВС и внутренние агрегаты слабо в этой книге рассмотрена была.

Автор: LAV48 12.1.2016, 0:30

Предположим, что данные о количестве нейтронов на площадь получены экспериментально, но они как то учитывают направление нейтронов из воды в корпус или обратно? Я понимаю, что быстрых вне АЗ не много, но какой-то процент же возвращается... Сталь же не "абсолютно чёрное тело" для нейтончиков

Автор: pappadeux 12.1.2016, 5:15

1 грамм водорода на каждыe 10000 кв. см. корпуса

Автор: Vaklin Hristov 12.1.2016, 6:56

Какая глубина "проникновения" будет?

Автор: generalissimus1966 12.1.2016, 8:29

а, понял, что имеется в виду.

Автор: Dobryak 12.1.2016, 9:05

Единственная система единиц, в которой умею считать --- это в которой перечеркнутая константа Планка и скорость света равны единице, и все на свете вычисляется через эВ или МэВ или ГэВ. В остальном я аппелировал к той же формуле Эйнштейна. Мне было лень смотреть в справочниках точные обогащение, выгорание, полную загрузку --- с учетом всего этого, если Вашу оценку помножить еще на КИУМ около 0.8, то две оценки близки.

А вообще это отличная задача для студентов.

Автор: garry_t 12.1.2016, 9:28

глянул. из 6-и альбомов только на 2-х блоках одинаковая схема на настоящее время. совпадение? )))

Автор: Vaklin Hristov 12.1.2016, 9:33

Конечно, что случайное совпадение.

Автор: AtomInfo.Ru 12.1.2016, 9:36

Спектрометристы злорадствовали не зря.

Подход Pakman'а выглядит наиболее логичным. Мы произвели за год некоторый объём энергии, который получили из массы. Соответственно, делим энергию на переводной коэффициент и получаем точный ответ.

На самом же деле, далее надо добавить простынь на тему - как мы мерим тепловую мощность и с какой точностью мы её знаем?

Люди часто в рассуждениях оперируют цифрами, которые на самом деле не реальные, а расчётные. И даже если появляется волшебное слово "эксперимент", то и там мы имеем дело не с реальными измерениями, а с расчётными данными, полученными по некоей методике из каких-то померянных совершенно посторонних значений, типа тока в камере.

Тогда получается более надёжным считать через 200 МэВ. Но увы, это не ровно 200 МэВ, а функция от заряда ядра (которую мы тоже знаем лишь приблизительно). Значит, нужно знать, сколько у нас уранов, плутониев, америциев и так далее, что опять же получается из расчётов.

Правильный ответ на задачу - взвесить всё топливо в начале и конце года и найти методом вычитания, насколько оно похудело. Но и этот ответ неправильный потому что, например, некоторое количество газообразных осколков ушло за год в теплоноситель, "незаконно" (с точки зрения нашей задачи) уменьшив массу топлива.

Автор: AtomInfo.Ru 12.1.2016, 9:44

И как они? Вразнобой или по классике жанра с последними рядами из свежих?

P.S. Сами схемы не надо копировать, они действительно коммерческие, придётся удалять.

Автор: Vadik 12.1.2016, 11:36

А разве при перегрузках не взвешивают кассеты? На ПМ ведь есть весовая система, тогда существовать реальные данные.
Только дефект массы так не узнать. Помимо утечек газообразных продуктов деления из топлива улетучиваются нейтроны. Из примерно 2.5 нейтроном на одно деление один идет на следующее деление, пусть 0.5 поглощается топливом без деления, тогда минимум один нейтрон покидает топливную сборку. Если выгорает примерно тонна топлива, это около 40 000 моль, тогда 40кг нейтронов улетает из топлива. Эта величина больше чем на порядок превышает дефект массы.

Упс, на лишний ноль ошибся. 4кг нейтронов!

Автор: garry_t 12.1.2016, 12:10

в основном периферия - свежая, с незначительными вкраплениями по уголкам самых старых )))


но часть из них влетает-то в другую сборку...

Автор: LAV48 12.1.2016, 12:12

А как узнать сколько энергии при этом за год было получено? Система, на секундочку, не замкнутая. Сколько тепла вывели вторым контуром, сколько ушло через стенки гермообъёма, сколько "закачали" насосами? В таких масштабах учёт количества теплоты затруднителен
P.S. Наверняка в исследовательских реакторах подобную задачу решали.

Автор: alex_bykov 12.1.2016, 12:28

Куда-то не туда пошло обсуждение, хотя и в интересном ключе.

Ключевые моменты повреждения корпуса реактора нейтронным потоком совсем не в массе нейтронов, которые будут поглощены корпусом - размеры атомов, ядра которых поглотят нейтроны, изменятся незначительно... Главное же здесь - высокая проникающая способность нейтронов и их высокая энергия. Как следствие, быстрый нейтрон до поглощения или ухода из корпуса успевает создать несколько каскадов смещений атомов, а это дефекты структуры. Всё бы ничего, в общем случае дефекты структуры приводят к упрочнению металла, но (!):
- при этом металл охрупчивается, а хрупкое разрушение (в отличие от вязкого) происходит быстро - можно не успеть принять меры,
- в сплавах, применяемых для КР в СССР и РФ, высокую роль играет легирование, при этом самое "узкое место" - сварные швы, где варить приходится с особыми хитростями, и всё равно остаются крупные неоднородности структуры и области напряжений, на которые могут "стекать" легирующие элементы. При нормальных условиях легирующие элементы сравнительно равномерно расположены по сплаву, но созданные облучением дефекты структуры резко повышают их подвижность в сторону сварных швов. В частности, к сварным швам стремится Ni, получается система с положительной обратной связью, поскольку атомы Ni из-за своих размеров создают дополнительные напряжения по всей глубине сварного шва, а тут и до хрупкого разрушения не далеко...
Из этого механизма становится понятным и то, почему "лекарством" для КР является длительный равномерный отжиг - дефекты равномерно аннигилируются, а металл переводится из хрупкого в вязкое состояние...
/Для заряженных частиц процесс облучения не так страшен, поскольку глубина их проникновения - ангстремы, а образующиеся дефекты очень быстро отжигаются на поверхности самим потоком, поскольку там же в выделяется огромное тепло и высока подвижность атомов металла/

Спасибо покойной Вите Сергеевне Хмелевской, что когда-то на УИРе она мненя научила многому интересному.

Автор: Vaklin Hristov 12.1.2016, 12:31

http://cdfe.sinp.msu.ru/services/gsp.ru.html

Внутри ТВЭЛ'а все ясно и предсказуемо.

Дефекты масс для каждого элемента известные.

Все еще ждем философского камня, а через пару страниц - золото

Автор: garry_t 12.1.2016, 12:32

во, наконец-то про никель вспомнили!

Автор: Dobryak 12.1.2016, 14:24

Вернемся к вчерашней задаче об утруске массы активной зоны:

Решение Пакмана через тепловую мощность в лоб и самое правильное. При условии, что эта тепловая мощность известна с нужной точностью, ее можно вычислисть через отпущенную электроэнергию плюс собственное потребление, поделенные на КПД, если КПД известно с нужной точностью, и помноженное на КИУМ, и поправленное на неуловимые примерно 6% энергии, которую украли нейтрино. Эти 6% почти вычисляемы, можно сказать, что калибровка этой энергии проведена с разумной, может даже уже в несколько (?) процентов, точностью в в опытах по наблюдению реакторных антинейтрино. При этом для формулы Эйнштейна совершенно неважно, куда и как рассеивалась тепловая мощность и из каких изотопов и осколков она выделялась.

С точностью до копеек работают только бухгалтерии.... как и отпущенную гигаваттную мощность вряд ли знают до долей киловатта.
Так тот же КПД плавает в течение суток, и где-то была цифирь, что одинаковые АЭС в теплом Аккую и холодном Синопе будут по КПД отличаться на 1% в пользу Синопа.

Теперь по килограммам нейтронов. Повторю свои рассуждения. Как освоивший таблицу умножения еще в 50-х, привык умножать в уме, округляя где можно, игнорируя для оценки плюс/минус лапти в десяток процентов.

Исхожу из того, что мы знаем массу урана в активной зоне. Мы знаем, что обогащение около 4.5 % (тут меня можно уточнять), и я ничтоже сумнящеся положил выгорание за год в 0.9% (может 1% и реалистичнее, но это в пределах моего плюс/минус лаптя).
Если в активной зоне 90 тонн (опять в пределах моего плюс/минус лаптя, можно уточнять), то за год через деление прошло 810 кило урана-235.

Суммарная масса осколков меньше массы урана-235+тепловой нейтрон на 200 МэВ (вроде точная цифра для средней энергии 207 МэВ, она плавает в зависимости от канала деления и числа прямых нейтронов, если выкинуть украденное нейтрино, то тепловая энергия вроде 192 МэВ на деление, можно уточнить).

Это надо поделить на массу ядра урана-235 в 220 ГэВ, т.е., получаем 0.9 промилле от массы ядра. Т.е., те 810 кило урана-235, что прошли сквозь деление, потеряли в весе 810 кило помноженные на те 0.9 промилле, что даст 730 г, украденных за год из активной зоны "по гнусной теории Эйнштейна" ((с) Высоцкий). Если выгорание 235-го за год ближе к 1%, то потеря веса активной зона за счет 235-го будет ближе к 800 г.

Но есть еще деление наработанного плутония, который из 238-го, а я считал только деление 235-го. Ни при какой погоде я этих книг, конечно, не читал ((с) Есенин), но под конец кампании из плутония идет, кажись, до четверти энергии? Так что может надо еще пяток процентов, т.е., грамм 40 накинуть? В-общем, моя оценка по 235-му будет нижней границей.

Теперь нейтроны. При массе делящегося 235-го в 220 ГэВ масса 2.5 нейтронов тянет в 2.35 ГэВ., т.е., в 1,07% массы первичного ядра. Помножим это на 810 кило и получим 8.7 кило нейтронов.

Вот тут становится горячо, и об этом я вчера не подумал, так что задачу решил еле-еле на троечку у либерального экзаменатора. Из этих 2.5 нейтронов один и строго один поглощается в топливе, обеспечивая самоподдерживающуюся реакцию. Так что из 8.7 кило нейтронов, вылетевших их топлива (энергии прямых нейтронов на именно вылет сразу после деления должно хватать), 3.5 кило после замедления вернулись в топливо и были поглощены в нем. Судьба стальных 5.2 кило должна быть описана в тех учебниках, которые я не изучал: часть поглощается, вернувшись после замедления в то же топливо, радиационным захватом, и эту долю по учебникам найти легко. Часть поглощается в цирконии, часть в воде делает тритий, часть поглощается в СУЗ, часть в прочих конструкционных материалах, часть доходит до корпуса реактора, и часть пронизывает корпус реактора --- вот это чистая утечка из реактора. По учебникам это все может быть вычислено.

В-общем, если в понятие активной зоны включить все, что внутри корпуса реактора, включая сам корпус, и всю воду первичного контура, то оценка по-Пакману даст потерю массы всего этого монстра. Если же активная зона это топливные кассеты и это всё, то к тем 730-800 граммам энергии деления надо добавить что-то заметное от массообмена за счет нейтронов.

Так что задача, как любили говорить американские физики лет 25 тому назад, до эпохи полной затюрканности мужиков и табу на слово "женщина", задача-то оказалась с близкого расстояния сексуально намного привлекательнее, чем издаля.

Автор: Dobryak 12.1.2016, 14:39

Я уже поминал, что на рубеже 50-х, когда знаний просто не хватало, некоторые из классиков полагали, что радиационные дефекты будут губить элементы конструкции активной зоны мощных реакторов за месяцы. Это было в какой-то книге типа научпоповских, запамятовал. Там же были слова о том, что многие дефекты способны к самоизлечению, но в этом я полный профан.

Автор: Татарин 12.1.2016, 15:14

Многие эффекты энергетически тупо невыгодны (как например, смещение ядра в междуузлие) и метастабильны, естественно, что при первой же возможности они исчезают сами.
Это неравновесное состояние.

Автор: Vaklin Hristov 12.1.2016, 15:24

http://nuclphys.sinp.msu.ru/radiation/rad_3.htm

Табличка 7.

Какая толщина стенки корпуса реактора?

Возникает сомнение, что как бы не быстрый он был, то по любому в метал останется.

Дефекты самолечащиеся, но изменяют структуру из за точечных нагревов и других "черных" сил.

Автор: alex_bykov 12.1.2016, 15:26

Собственно, соображения из первой части были заложены в оценку ресурса корпусов ВВЭР "на заре". Сейчас опыта куда больше, по крайней мере, мы знаем, что оба процесса идут, но они сильно зависят от сплава и исходных напряжений в нём. Можно сказать, что в большинстве случаев деградация материала идёт, но с куда меньшими (на порядки) скоростями, чем предполагалось. А вот численную оценку зависимости свойств металла от флюенса для самых употребляемых сплавов я так и не увидел ни разу ни у нас, ни на Украине. И это совсем не секрет. К сожалению, описание процессов только качественное, а количественные показатели отличаются от образца к образцу, причём так, что систему пока не угадали...

Автор: alex_bykov 12.1.2016, 15:28

Да. Рассуждение справедливое для правильных решёток. Наличие дефектов решётки позволяет такому сместившемуся атому уйти в новое, более энергетически выгодное положение, а дефект при этом развивается.

Автор: VBVB 12.1.2016, 16:29

Интересно что практически СУЗы карбид-борные обгорают и распухают и теряют массу за счет выхода газообразного продукта гелия по рекции10B(n,a)7Li. Но ведь чудно получается, что СУЗы могут нахапать пару/тройку сотен грамм нейтронов за год.

Интересует какова в реальных ВВЭРах оценочно утечка нейтронов за пределы корпуса (в процентах хотя бы ну или граммов/год)?
А кто нибудь когда-нибудь в нашей стране резал реальный корпус старого ВВЭРа и изучал дефекты в корпусе физико-химическими методами?

Автор: Dobryak 12.1.2016, 16:50

Так еще блоки на ВВЭР не списывали --- они не успели состариться. А т.н. свидетели изучают же всю дорогу.

Автор: generalissimus1966 12.1.2016, 17:11

а первый и второй нововоронежские?

Автор: Vaklin Hristov 12.1.2016, 17:16

И списанные есть. 440. И изучали. Свидетелей можно ровно один раз изучить...

Автор: alex_bykov 12.1.2016, 17:22

Думаю, вы правы только в одном - к концу срока эксплуатации ВВЭР придётся думать о МОХ-зонах.
В чём узость подхода:
- да, спектр МОХ-топлива жёстче, но, я подозреваю, что последствия удастся снизить до некоего оптимума за счёт подбора компоновки. Не исключено, что придётся возвращаться к out-in компоновкам (с ходу оценить, где оптимум соотношения спектр/мощность я оценить не могу).
- основное ограничение на ресурс корпуса - сплав. Индийцы могут оказаться и правы. Маленький прикол: когда наши из ОКБ ГП в начале 90-х презентовали революционную технологию отжига корпусов, японцы их просто не поняли. Причина была в сплавах, которые они используют. У них легирование другое, проблемы никеля в швах попросту нет...

Автор: Dobryak 12.1.2016, 17:27

Нововоронежские все еще на стадии вывода из эксплуатации, и корпуса реакторов еще не раскурочены, или я запутался?

На Козлодуе корпуса реакторов уже распилили на сдачу в металлолом? И на Богунице тоже?

Автор: Vaklin Hristov 12.1.2016, 17:28

Нет. Рабочего корпуса изучали.

Автор: Dobryak 12.1.2016, 18:03

Т.е., вырезали из него пластину шириной во всю толщину корпуса реактора, чтобы еще и сварные швы в разрез попали, и под электронный микроскоп? Можно как-то конкретнее, слово "изучали" как-то обтекаемое... Или просто провели дефектоскопию корпуса во время ППР?

Автор: Vaklin Hristov 12.1.2016, 18:07

Вырезали пластину с подходящей толщиной для сохранения работоспособности реактора после резки. Пластина включала самый напряженный шов и прилежащий метал корпуса. Изучали всеми возможными и невозможными способами. Было это в середине девяностых.

Автор: Dobryak 12.1.2016, 18:12

Не понял, чем это отличается от свидетеля, кроме может быть покушения на напряженный шов?

Автор: Vaklin Hristov 12.1.2016, 18:14

На 440 вроде как нет свидетелей. Ровно как и не на всех 1000 они есть. Был смысл...

Автор: Dobryak 12.1.2016, 18:34

Спасибо, но остался таки без ответа вопрос: есть сегодня 4 остановленных 440-х в Козлодуе и 2 в Богунице. И эти 6 корпусов пока никто болгаркой для обследования не разрезал?

Автор: Vaklin Hristov 12.1.2016, 18:35

Никому не интересно по нашим чего либо изучать. По другим двум не имею понятия.

Автор: pappadeux 12.1.2016, 21:22

образцы же периодически изучают, публикуют

Автор: pappadeux 12.1.2016, 21:26

у японцев непонимание, возможно, из-за большой доли BWR

у BWR эта проблема (быстрые нейтроны на корпус), кяп, заметно меньше как вследствие геометрии, так и воды

Автор: LAV48 13.1.2016, 0:16

Секундочку, рассмотрены не все сексуальные позиции!
А как же наработанный плутоний, который выгружается из зоны? Он же получен из урана и нейтронов! Т.е. Часть нейтронов у нас перехвачена и "законсервирована" (трансплутонии прибавим). Потом, есть куча осколков которые тоже не против себе нейтронов нахапать. Да, все они они (нейтроны) остаются в килограммах выгрузки, но они не достигли корпуса реактора или, по меньшей мере, не задержались в его материале.
Да и по обогащению промах есть, 4,5 можно считать для свежего топлива, но его в зоне только одна перегрузка, остальное не свежее и "горит" другими изотопами, с другими энергиями и массами.
Далее про бор в СУЗах рассуждения, но в теплоносителе то тоже бор, а ещё СВП...

Это ещё у меня не богатое профессиональное воображение.

Автор: Dobryak 13.1.2016, 6:11

Ваши слова --- еще одно подтверждение того, что при должном срывании покровов со всех деталей, задача выглядит намного сексуальнее, и Камасутра богаче картинками, чем могло показаться на первый взгляд.

Что делает понятнее воспоминаниями юного Александра о ехидстве спектроскопистов.

Автор: Vadik 13.1.2016, 13:54

Так я и писал вчера, что ведь должен существовать весовой контроль топлива. Интересно бы посмотреть фактические данные, если они у кого есть. И сравнить с тем, что мы тут нафантазировали. Типа кассета N при установке в реактор в 2011г весила 723.1кг, а при выгрузке в 2015 ее вес 717.8кг

Автор: alex_bykov 13.1.2016, 15:05

Vadik, а Вы уверены, что весоизмерительная система перегрузочной машины (а других средств измерения высокоактивных кассет у нас нет) обладает достаточной для таких измерений точностью? Условно говоря, ПМ измеряет вес кассеты в воде по натяжению троса на барабане...

Автор: Dobryak 13.1.2016, 15:46

Мы "нафантазировали" около кило на 100 тонн топлива, т.е., эффект на уровне Е-5. Кассеты мы тащим под водой, и сразу же гадость от камрада Архимеда, так как плотность воды мы не знаем. Её коэффициент объемного расширения

1,50·10−4 К-1 (при температуре 10—20 °C);
3,02·10−4 К-1 (при температуре 20—40 °C);
4,58·10−4 К-1 (при температуре 40—60 °C);
5,87·10−4 К-1 (при температуре 60—80 °C).

Даже если я учту, что камрад Архимед облегчает кассету всего на десяток процентов, все одно даже один градус неопределенности в температуре воды дает неопределенность в весе выше искомого эффекта.

Я бы не назвал наши оценки голословной фантазией.

Кстати, примерно тот же кило массы перерабатывается в энергию на любой ТЭС-гигаваттнике.

Автор: ВОВИЩЕ 13.1.2016, 16:02

Где вы этой пошлости, ну про СВП, набрались?

Автор: barvi7 13.1.2016, 16:31

Форумчане, в основном, уже взрослые - поэтому хорошо помнят про СВП лет 20-25 назад, и плохо, что их уже много лет, как нет

Автор: ВОВИЩЕ 13.1.2016, 16:36

А чем (кому) плохо то?

Автор: AtomInfo.Ru 13.1.2016, 16:38

Угу. А также - исходный вопрос был про перегрузки вообще, а не про конкретный реактор или конкретное топливо. Например, напишешь слово "твэг" - придерутся к слову "твэг", т.к. твэгов нет, например, в КАНДУ

Автор: barvi7 13.1.2016, 18:14

Хорошо помнят, что было давно и "плохо" помнят, что было недавно.
А в остальном - все хорошо . . .

Автор: волк полярный 14.1.2016, 7:44

на ростове 3 стопудово кассеты с твэгами, вот отчёт под рукой

Автор: Smith 14.1.2016, 13:01

а вот http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/kms2014/documents/kms2014-005.pdf 2014 года. тут тоже соседствуют твэги и РоАЭС, а так же КлнАЭС.

Автор: alex_bykov 14.1.2016, 13:25

Ребята, на пустом месте ломаете копья.
Ну и что, что есть твэги?.. А когда-то были СВП. Они, конечно, ограничивали схемы загрузки, поскольку конкурировали с СУЗами за НК в ТВС, зато они не ограничивали обогащение в твэлах, которые потом стали твэгами (если что, температура плавления топлива в твэге с выгоранием падает серьёзнее, чем в обычной керамике из диоксида урана, вот и "страхуются", чтобы твэг всегда был менее напряжённым).
Но общее направление движения таково, что от сборок выгорающего поглотителя, устанавливаемых в кассету, почти повсеместно уже перешли к интегрированному в топливо поглотителю. Но это не обязательно цирконий. Те же амеры для себя диборид циркония на таблетку напыляют. Есть свои плюсы и свои минусы по сравнению с гадолинием. Наши танцуют с бубном над другими редкоземельными поглощающими присадками (в тех же РБМК давно начали использовать эрбий). И что? СВП стали от этого хуже, что ли?..

Автор: волк полярный 14.1.2016, 15:55

слушай ладно бог с ними СВП,ТВЭГИ, я вообще транспортными установками занимался, ну в смысле пароходами, борей,ясень,лошарик, белгород если кто слышал о таком, а сейчас на плавучку устроился, я не на столько искушон в материалах топливных композиций, как вы, но обясните там везде интерметалид, а вот на пэбе керамика пошла объсните что к чему, ну я понимаю на станциях зона энергонапряженная (без цифир, не знаю моно здесь выкладывать или нет), а там в 3-4 раза меньше

Автор: волк полярный 14.1.2016, 15:58

ну или хотябы направьте что почитать, чтоб понимание было

Автор: ВОВИЩЕ 14.1.2016, 15:58

Как они могут стать хуже, если их нет? Нету! Не испозуются...
Тепловыделяющие элементы с интегрированным выгорающим поглотителем это не СВП ниразу


Стесняюсь спросить, какие такие "моменты по реактивности"?

Автор: волк полярный 14.1.2016, 16:45

а для чего сделан переход от свп к интегральной компановке, в принципе, (я сам вооружейник, но ушёл в мирный атом и не во всё пока вник) если не сложно можете объяснить что к чему

Автор: волк полярный 14.1.2016, 16:54

ивиняюсь дошло

Автор: alex_bykov 14.1.2016, 18:42

Володя, не используются у тебя на ЗАЭС, а вот на Южке-2 и, особенно, на Южке-1 ещё пару лет назад встречались, да ещё и с разным содержанием бора.
И, насколько я помню, РАЭС-4 мы таки на зоне с СВП пускали...

Ещё раз повторюсь, ИТВП - не панацея, поскольку он, в отличие от СВП, довольно заметно влияет на топливо и/или оболочку. Другой вопрос, что в новых проектах РУ СУЗов больше, т.е. СВП ставить стало почти некуда. А на старых проектах вы просто попали в ловушку унификации топлива, по идее, можн использовать и ИТВП, и СВП в зоне одновременно, но это усложняет выбор компоновки, а ваши расчётчики из-за постоянной загруженности любят простые решения

Автор: alex_bykov 14.1.2016, 18:48

Главное, не энергонапряжённость. Вопрос с температурами плавления можно решить и выбором геометрии твэла, например, уменьшив его диаметр, или увеличить теплопроводность газового зазора и т.д.

Керамика проще в производстве, чем интерметаллид, но не выдерживает быстрых переходников, которые необходимы в связи с резким сбросом/набором нагрузки на лодочных реакторах (керамика при таких скоростях разогрева/остывания просто трескается). У ПАТЭС режим работы иной, он куда ближе к серийным АЭС, и скорости изменения мощности там разумно ограничены, значит, правильнее выбирать для неё более дешёвое в производстве топливо, к тому же отработанное сотнями реакторо-лет реальной эксплуатации в сходных условиях...

Автор: волк полярный 15.1.2016, 0:58

спасибо

Автор: Vadik 15.1.2016, 9:41

Тогда у меня вопрос. Даже на самых военных реакторах скорость набора мощности ограничена количеством запаздывающих нейтронов. К тому же таблетку не кидают в горячую печь, а она сама разогревается практически равномерно по всему объему за счет внутренней реакции, с чего бы ей при этом трескаться?
А быстрые/аварийные остановки случаются и на э/станциях. Так что, как мне кажется, использование металлического топлива в лодках связано с другими причинами.

Автор: alex_bykov 15.1.2016, 11:02

Vadik, данная логика не работает. Грубо говоря для подкритичности на мгновенных нейтронах асимптотическая скорость набора мощности, действительно, определяется разницей бэты эффективной и реактивности, но не надо забывать, что изменение доли мгновенных нейтронов в балансе само по себе создаёт скачок мощности (см., например, http://portal.tpu.ru/SHARED/s/SERG86/academic/kinetiks/Tab1/%D0%A2%D0%95%D0%9C%D0%90%202.%20%D0%9A%D0%98%D0%9D%D0%95%D0%A2%D0%98%D0%9A%D0%90%20%D0%A0%D0%95%D0%90%D0%9A%D0%A2%D0%9E%D0%A0%D0%90%20%D0%A1%20%D0%A3%D0%A7%D0%95.pdf).

Далее, таблетка разогревается неравномерно, если очень грубо, - тепловые нейтроны, пришедшие из теплоносителя, эффективно захватываются периферией таблетки, а быстрые "пролетают насквозь", т.е. основное энерговыделение проявляется на периферии, центр ещё нужно прогреть /у БНов с этим, кстати, получше будет/.

Далее. Для живучести таблетки куда важнее скорость разогрева, чем скорость охлаждения - при охлаждении играет существенную роль газовый зазор, не допускающий слишком уж резкого градиента температур в таблетке (его теплопроводность всё-таки хуже, чем у керамики), а дальше уже свою роль играет запасённое в таблетке тепло... Т.е. таблетка остывает постепенно, несмотря на "уже холодную" оболочку (да и ненамного она холоднее становится). Главной причиной, по которой ограничивают скорость сброса мощности - возможность для "уже холодной" оболочки "сесть" на ещё горячую таблетку, из-за чего возникают растягивающие напряжения в оболочке (как правило, это приводит к раскрытию малых дефектов и появлению новых микротрещин). Худший случай - аварийный останов. Тут, и правда, имеем через раз всплеск активности (поэтому кол-во таких циклов для топлива энергетических реакторов ограничено, и именно поэтому я, например, очень отрицательно отношусь к новомодной АЗ по локальным параметрам - имея колоссальные коэффициенты запаса по параметру нужно вводить запрет на подъём мощности, а не сбрасывать АЗ, иначе "лекарство" получается хуже "болезни"). Скорость набора мощности в энергетических реакторах ограничена куда основательнее (начиная с % в минуту со снижением до % в час при приближении к номиналу), вплоть до обязательной выдержки на "полочке"... Лодочные реакторы себе позволить такого не могут.

Я достаточно подробно ответил, или остались неясности?..

Автор: Vadik 15.1.2016, 14:15

Да, спасибо, Александр!
Хотя ваше объяснение несколько противоречит моим представлениям.
Например, наливаем мы кипяток в холодный стеклянный толстостенный стакан - он лопается. Если налить холодной воды и греть в микроволновке на небольшой мощности, тогда не лопнет. т.е. при создании разницы температур в соседних участках материала, который имеет ненулевой коэфф. температурного расширения возникает деформация. Если эта деформация превышает предел упругой деформации, то происходит пластическая необратимая деформация, металл в таком случае коробится, а материалы не способные к пластической деформации (стекло, керамика) растрескиваются.
Более сложные варианты, когда в исходном материале уже есть напряжения мы сейчас не рассматриваем.
Теперь вернемся к нашим таблеткам. Самый большой температурный градиент она будет иметь на максимальной мощности, т.к. тепло выделяется по всему объему, а отводится только с поверхности. Если тепла выделяется в поверхностных слоях больше из-за большего количества нейтронов, приходящих извне, то это только уменьшит градиент температур. (тепло выделилось на поверхности и отвелось с поверхности, середина как-бы в теплообмене не участвует).
Таким образом, таблетка стабильна в холодном состоянии, стабильна в разогретом состоянии при температуре спекания (>2000) и стабильна на мощности, когда середина горячая, а внешняя поверхность относительно холодная. Точных цифр искать лень, но разница в сотни градусов. бОльших градиентов мы не достигаем.
Имхо, основная проблема не в радиальных перепадах температур, а в осевых нагрузках, когда из-за распухания выбирается зазор и таблетка теряет подвижность относительно оболочки, и разница коэффициента металл-керамика при перепадах температур приводят к значительным напряжениям и повреждениям.
Лодочные реакторы как и все военное проектируют с большим запасом прочности, в том числе и по теплогидравлике, поэтому позволяют быстрый набор мощности. На электростанции же запас маленький, а при наборе мощности появляются короткоживущие изотопы, влияющие на реактивность (тот же йод-ксенон) и система регулирования должна это изменение компенсировать, причем в большой зоне по многим точкам. Чтобы в процессе регулирования не выйти за пределы допустимости, и не достичь кризиса теплосъема и замедляют скорость при подходе к максимуму.
Сугубо мое имхо, как я это себе представляю.

Автор: Vaklin Hristov 15.1.2016, 14:53

Скромное мнение, которого не буду отстаивать если есть другое обоснованное мнение, что таблетку можно рассматривать как объект, который имеет почти неизменные характеристики по градиенту температуры при работе на разных мощностях. Проблемы при нестационарных режимах возникают из за побочных элементов, которые появляются внутри таблетки.

Автор: ВОВИЩЕ 15.1.2016, 14:56

Ну, так открой "тонкий впрыск" и сиди в носу ковыряйся, через трое суток закроешь...

Автор: Vadik 15.1.2016, 14:56

Кстати вот: подводная лодка проекта 941 "Акула" снабжена двумя реакторами https://ru.wikipedia.org/wiki/%D0%9E%D0%9A-650

военней некуда, а топливо неметалл!

Автор: Vadik 15.1.2016, 15:16

Уважаемый Ваклин, Закон https://ru.wikipedia.org/wiki/%D0%A2%D0%B5%D0%BF%D0%BB%D0%BE%D0%BF%D1%80%D0%BE%D0%B2%D0%BE%D0%B4%D0%BD%D0%BE%D1%81%D1%82%D1%8C с вами не согласен

Или я неправильно вас понял, или у вас у ядерщиков классическая физика не работает.

Автор: ВОВИЩЕ 15.1.2016, 15:18

При наборе мощности после перегрузки или после длительной (более 12 сут.)
работе на пониженной мощности скорость ограничивают 1(одним)% в час!
Так радикально снижают скорость из-за боязни промахнуться? Не думаю.

Автор: Vadik 15.1.2016, 15:19

Можно ссылку, а то яндекс предлагает системы впрыска топлива

Автор: Vadik 15.1.2016, 15:32

Так радикально снижают скорость из-за боязни неравномерного нагрева таблетки диаметром 7.5мм? Не думаю.

Автор: Vaklin Hristov 15.1.2016, 15:46

Все виды физики у нас работают.

Автор: VBVB 15.1.2016, 15:55

А бор по изотопу 10В них в дибориде циркония обогащенный?

Решение интересное, но это ведь добавочное газовое гелиевое выделение в твэле.

Автор: ВОВИЩЕ 15.1.2016, 15:59

В системе подпитки-продувки ВВЭР-1000 есть два деаэратора:
-с текущей концентрацией борной кислоты (подпитки-продувки называется);
-с "чистым дистиллятом" (борного регулирования зовётся).
Снижают концентрацию борной кислоты в первом контуре переодически подключая на всас подпиточного агрегата "чистый дистиллят",
но при "отравлении" это становится суетливым делом и пользуются "тонким впрыском" который заведён прямо в деаэратор подпитки-продувки.

Автор: VBVB 15.1.2016, 16:01

А ПАТЭС при создании закладывалась возможность экспортных продаж, поэтому и распространенная керамика на НОУ, а не интерметаллиды, которые являются топливами не для всех, кому пожелается прикупить.
Ну и вроде как для интерметаллидных составов для ПАТЭС большее обогащение по сравнению с керамикой требовалось для проектного срока топливной кампании, а это уже переход за верхнюю границу 20% по обогащению НОУ.

Автор: VBVB 15.1.2016, 16:12

Это не очень удачный пример.
Огромная двухреакторная лодка с баллистическими ракетами, которая тупо плавала большую часть патрулирования в отечественных северных водах экономическим ходом. Ей же гоняться за вражескими лодками не надо было, как и удирать от противолодочных сил. Поэтому и вероятность транзиентов при работе реакторов для такой лодки невысока. Это в однореакторной лодке требуются по обстановке иногда разгоны мощности за полминуты.
Читал, что Акулы редко когда под двумя реакторами на полной мощности ходили. Обычно один реактор на среднем уровне мощности был, а второй реактор работал на заметно меньшем уровне в ожидании необходимости увеличения скорости.

Автор: Vadik 15.1.2016, 16:43

Честно говоря, "Акула" - первое, что пришло в голову, когда искал лодочные реакторы
Там есть таблица типов лодок с таким реактором: «Барракуда», «Гранит», «Щука-Б», «Плавник», «Акула», «Антей», «Ясень», «Борей».
Разные модификации реактора ОКБ-650 (А,Б,Б-3,В,ВВ) вряд ли принципиально сказываются на материале топлива.

Автор: alex_bykov 15.1.2016, 17:47

Vadik, повторюсь, не только скорость снижают, но и обязательную трёхчасовую выдержку на 80% делают, и совсем не из-за отравления... Это прописано в технологическом регламенте безопасной эксплуатации блока. У американцев нет "полочки", но скорость набора мощности в верхней части зажата заметно сильнее. Грубо говоря, пуск блока ВВЭР-1000, если он не первый и не обвешан экспериментами, как ёлка гирляндами, то первые несколько часов блок добирается до 80%, а потом ещё сутки до 100%.
И ещё одно. Если есть доступ, почитайте отчёты НИИАР по результатам разделки топлива, особенно высоких выгораний.


По обогащению бора, вроде бы есть такое дело. Там избыточное давление в твэле с ИТВП подскакивает не настолько сильно, всё-таки оболочка и так предварительно гелием "надута". Куда важнее взаимодействие оболочки твэла с литием...

Автор: armadillo 17.1.2016, 0:38

а никакие экраны ставить не пробовали?
для РБМК понятно, а для ВВЭРов какой зазор до корпуса? какой-нибудь тонкий свинцовый гофр воткнуть?

Автор: Татарин 17.1.2016, 3:31

Вообще-то, там и так самый лучший экран от быстрых нейтронов - лёгкая вода. Свинец как раз почти прозрачен.

А увеличивать диаметр корпуса ВВЭР (например, чтобы лучше защищать его материал), НЯП, очень сложно и накладно... Это ж напрямую размер поковки. Или с другой стороны - потерянная мощность реактора (если на это место воткнуть ТВЭЛы, то можно снять сотни "лишних" мегаватт.

Автор: VBVB 17.1.2016, 3:53

Ну тогда для ВВЭРа очевидным решением для защиты корпуса от флюенса быстрых нейтронов напрашивается проточный слой тяжелой воды в герметичном зазоре между внутренностями и корпусом. И корпус защитим, и выгорание чуть увеличим и КВ слегка поднимем из-за смещения спектра в область резонансов.

Ну а регулируя сотношение тяжелой и легкой воды в этом экранирующем проточном слое можно частично спектральное регулирование осуществлять в ходе кампании топливной.

Автор: pappadeux 17.1.2016, 5:05

очевидным решением представляется смещение зоны вниз (или горячих патрубков вверх) и выгородка, интегрированная с отражателем

Автор: alex_bykov 17.1.2016, 10:43

В 440-х есть вариант с установкой в угловые ячейки кассет-экранов, но там проще, кассет аж 349, в тысячнике такую роскошь себе позволить нереально...

Думать над изменением конструкции реактора/выгородки можно, но только для новых проектов, да и то проще (?) пойти по пути замены сталей. Для существующих реакторов (а парк-то большой и продлить эксплуатацию хочется) in-out - правильное решение, причём первыми по нему пошли не мы, а западники...

Автор: Vaklin Hristov 17.1.2016, 10:55

Посмотрим как "многомиллиардное портфолио" будет дальше развиваться. Возможно технологический уровень будет как раз для стран, которые сейчас получают помощь в техногенной революций. Для развитых вроде как другие пути намечаются. Смотрим как пойдут дебаты по субсидированию замкнутых ядерных циклов в ЕС'е и вдруг появиться ажиотажный спрос на всяких БН'ов и их дериватов.

Автор: armadillo 17.1.2016, 13:26

просто экраны можно менять, в отличие от корпуса.
можно внешнюю часть внешних кассет делать экраном. Но из материалов ничего, кроме u238 в голову не приходит

Автор: Bond005 17.1.2016, 22:45

Пожалуйста поподробнее, что имеется в виду.

Что понимается под "тонким впрыском"?
Это впрыск в КД? или что то другое?
Я пока вижу вариант работы "тонкого впрыска" в КД (с параллельной работой ТЭН КД), когда концентрация борной кислоты в КД ниже чем в 1 контуре, при этом произойдет вытеснение раствора с более низкой концентрации в 1 контур и ввод положительной реактивности. Если концентрации одинаковые- эффект нулевой. Соответственно если бора больше в КД- ввод положительной реактивности.

Автор: Vaklin Hristov 17.1.2016, 23:19

Постом #122 он осветлил вопрос.

Автор: ВОВИЩЕ 18.1.2016, 11:47

Автор: Bond005 18.1.2016, 21:54

Понял. Открыл схему ТК, почитал ИЭ TN. Согласен. Посыпаю голову пеплом из камина.
Меня просто сбил с толку термин "тонкий впрыск".