Версия для печати темы

Нажмите сюда для просмотра этой темы в обычном формате

Форум AtomInfo.Ru _ Разные стороны атома _ АЭС для "чайников"

Автор: инженер_Гарин 21.12.2011, 21:26

Уважаемые форумчане! Предлагаю в этой ветке, по мере сил и возможностей, объяснять братьям по разуму из других, не атомных, миров основные теории и практики, которыми пользуются атомщики, теоретики и практики, а также отвечать на вопросы дабы не раздувать специальные разделы форума и для приобщения всех интересующихся и не равнодушных. В качестве первой прсьбы, прошу уважаемых расчетчиков очень просто, буквально на пальцах, описать процесс деления ядер топлива в активной зоне и механизм получения тепловой энергии

Автор: AtomInfo.Ru 21.12.2011, 22:24

QUOTE(инженер_Гарин @ 21.12.2011, 22:26) *
процесс деления ядер топлива в активной зоне и механизм получения тепловой энергии


На это вроде бы ещё никто не жаловался. smile.gif

А вот другую путаницу я заметил. Мгновенные нейтроны часто путают с быстрыми.

Нейтроны бывают:

1) тепловые - промежуточные - быстрые;

2) мгновенные - запаздывающие.

Это две разные классификации. Например, нейтрон может быть "быстрым и мгновенным". Или "тепловым и запаздывающим". Или например, как кошек можно поделить на пёстрых и одноцветных, а также на пушистых и непушистых smile.gif

Первая классификация - по энергии нейтронов.
Вторая классификация - по времени появления нейтрона в реакции деления.

Автор: инженер_Гарин 21.12.2011, 23:10

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 21.12.2011, 22:24) *
На это вроде бы ещё никто не жаловался. smile.gif

А вот другую путаницу я заметил. Мгновенные нейтроны часто путают с быстрыми.

Нейтроны бывают:

1) тепловые - промежуточные - быстрые;

2) мгновенные - запаздывающие.

Это две разные классификации. Например, нейтрон может быть "быстрым и мгновенным". Или "тепловым и запаздывающим". Или например, как кошек можно поделить на пёстрых и одноцветных, а также на пушистых и непушистых smile.gif

Первая классификация - по энергии нейтронов.
Вторая классификация - по времени появления нейтрона в реакции деления.


Добавлю два слова. Деление в основном, для получения тепла, идёт на тепловых нейтронах, а измерение мощности на быстрых, которые специально для этого замедляют уже вне реактора

Автор: anarxi 21.12.2011, 23:42

Цитата(инженер_Гарин @ 21.12.2011, 22:10) *
Добавлю два слова. Деление в основном, для получения тепла, идёт на тепловых нейтронах, а измерение мощности на быстрых, которые специально для этого замедляют уже вне реактора

А почему такая двойная бугалтерия.?

Автор: Alexll 21.12.2011, 23:45

Слишком заумное начало для "чайников". Для начала, разъясните, плиз, чем реактор отличается от самовара? Ежели самовар топить (не утАпливать, а греть) пусть даже шишками без воды - он почему-то распаивается ... rolleyes.gif

Автор: anarxi 22.12.2011, 0:55

Цитата
В первом случае можно рассмотреть возможность использования штатной линии продувки (т.к. в 1к дырка, гермозона связана с объемом 1к и давления почти равны ) ТК80 - байпас СВО-2 - деаэратор ТК10 - ТS10 - TS20 - венттруба.
Проблема - взвети ПОА в ГЗ. Остальная арматура управляется в обстойке по месту, активных элементов типа насосов не требуется.
Тоже вот "нарядная вещь" rolleyes.gif Как бы про неё на кошечках рассказать, а? huh.gif

Автор: инженер_Гарин 22.12.2011, 1:02

QUOTE(anarxi @ 21.12.2011, 23:42) *
А почему такая двойная бугалтерия.?


Конструктив получится сложный (и не нужный) размещать камеры измерения внутри корпуса (давление, температура, дополнительные патрубки), как-то так

Автор: renegade1951 22.12.2011, 1:28

Тема отличная и своевременная..., однако есть одна опасность, чтобы объяснить "почему шпингалет в туалете с обратной стороны" придётся начинать с 1917 года... smile.gif

Несмотря на это обстоятельство, данное начинание категорически поддерживаю..., а то всё "клизьмы" да "призьмы"....

Автор: alpha 22.12.2011, 10:46

Бесполезное начинание ...
Когда тема разрастётся на сотню страниц, вопросы начнутся по второму-третьему кругу, а предложение "читать_тему_с_начала" будет восприниматься как оскорбление.
"Плавали, знаем!"(с)

На короткий вопрос должен следовать короткий ответ, а если человеку короткого ответа мало, то тут уже следует намёк на ФАК.

Но я - за !
smile.gif

Автор: инженер_Гарин 22.12.2011, 10:56

QUOTE(anarxi @ 22.12.2011, 0:55) *
Тоже вот "нарядная вещь" rolleyes.gif Как бы про неё на кошечках рассказать, а? huh.gif


Я так понимаю непонятны символы?

На АЭС (большинстве) принята унифицированная маркировка элементов (системы, оборудование, устройства), на кошечках н.п.

1TK10S01:

1 - номер блока;

ТК - система, в данном случае - система продувки-подпитки 1 контура (TS - спецгазоочистка, система дожигания водорода и т.д.);

10 - номер линии (петли, ветки);

S - код оборудования: S - арматура; D - насос; В - сосуд, бак, ёмкость; W - теплообменник; N - фильтр и т.д.

01 - порядковый номер оборудования

Некоторые АЭС имеют свою (доморощенную) маркировку, но это уже специфика, только они знают


Автор: armadillo 22.12.2011, 11:02

Объясните принципы работы тора в БВР так, чтобы даже моя младшая поняла.
я понял только что это часть СЛА.

Автор: eNeR 22.12.2011, 11:10

QUOTE(armadillo @ 22.12.2011, 13:02) *
Объясните принципы работы тора в БВР так, чтобы даже моя младшая поняла.
я понял только что это часть СЛА.

Ой, а можно я? tongue.gif
Отвод пара (снижение давления) в схему барботтера. Пар сбрасывается "под воду" и за время всплытия пузыри с паром схлапываются (пар отдаёт тепло воде в барботтере и "растворяется")
Давление уходит, пара нет, воду по необходимости закачивают обратно в РУ.
Как-то так rolleyes.gif

Автор: mikle20 22.12.2011, 12:09

При поглощении дейтерием нейтронов образуется радиоактивный тритий. При производстве тяжелой воды остается вода, где мало или нет дейтерия. Почему ее не используют для заправки реакторов РБМК и ВВЭР - ведь это сделает их более экологически чистыми?

Автор: Dozik 22.12.2011, 12:31

QUOTE(mikle20 @ 22.12.2011, 13:09) *
При поглощении дейтерием нейтронов образуется радиоактивный тритий. При производстве тяжелой воды остается вода, где мало или нет дейтерия. Почему ее не используют для заправки реакторов РБМК и ВВЭР - ведь это сделает их более экологически чистыми?

Образования трития из дейтерия - не основной путь образования трития на "обычных реакторах". "Овчинка выделки не стоит"...

Автор: armadillo 22.12.2011, 14:06

я зануднее tongue.gif

Цитата
Отвод пара (снижение давления) в схему барботтера.

в каком случае, как организовано?
и почему тор, а не шарик/кубик/цилиндрик сбоку с одной стороны?
и как тепло отводится от тора? учитывая, что он открыто в здании - может сам устроить сауну внутри здания

Автор: инженер_Гарин 22.12.2011, 15:55

QUOTE(armadillo @ 22.12.2011, 14:06) *
я зануднее tongue.gif

в каком случае, как организовано?
и почему тор, а не шарик/кубик/цилиндрик сбоку с одной стороны?
и как тепло отводится от тора? учитывая, что он открыто в здании - может сам устроить сауну внутри здания


Тор на Фукусиме это частный случай. У нас аналогичная, по назначению, система на ВВЭР-440 - кубик, сбоку, не вниз, а вверх rolleyes.gif

На ВВЭР-1000 - маленький, кругленький с охлаждением (только для сброса пара с предохранительных клапанов)

В больших старых системах, как правило, тепло не отводят (не отводили) из расчета краткосрочности процесса. Новые веения - СПОТ гермооболочки, но это уже к профессионалам rolleyes.gif

Автор: anarxi 23.12.2011, 2:01

Нус,спасибо за ответы,продолжим?.Вот давно хотел спросить: свежий ТВЭЛ,который только собираются загружать,он ведь практически безопасен,неактивен,можно его в руках подержать? и сами таблетки,которые в нём.?Если его расковырять, разрезать ножовкой?Пилите Шура,пилите они урановые laugh.gif

Автор: Alexll 23.12.2011, 3:20

Ковырять, резать... Кувалдой плющить не пробовали? Насколько я понимаю, ТВЭЛы заполнены гелием под нехилым давлением :
http://ru.wikipedia.org/wiki/%D0%A2%D0%B5%D0%BF%D0%BB%D0%BE%D0%B2%D1%8B%D0%B4%D0%B5%D0%BB%D1%8F%D1%8E%D1%89%D0%B8%D0%B9_%D1%8D%D0%BB%D0%B5%D0%BC%D0%B5%D0%BD%D1%82

Автор: AtomInfo.Ru 23.12.2011, 9:19

QUOTE(anarxi @ 23.12.2011, 3:01) *
Нус,спасибо за ответы,продолжим?.Вот давно хотел спросить: свежий ТВЭЛ,который только собираются загружать,он ведь практически безопасен,неактивен,можно его в руках подержать? и сами таблетки,которые в нём.?Если его расковырять, разрезать ножовкой?Пилите Шура,пилите они урановые laugh.gif


Ковырять не надо. Дадут по шее smile.gif

Насчёт безопасности. Наша группа в бытность на практике на БН-350 (Шевченко, КазССР) помогала разгружать привезенные свежие ТВС для быстрого реактора. А там обогащение ой-ё-ёй какое, ВВЭР-ам в страшном сне такое не увидеть. Итог - все живы и здоровы. Выводы сами делайте.

Автор: AtomInfo.Ru 23.12.2011, 9:22

QUOTE(anarxi @ 23.12.2011, 3:01) *
он ведь практически безопасен,неактивен,


Насчёт неактивности Вы не правы. Свежий твэл активен. Это очевидно, потому что ураны - радиоактивные изотопы. Вопрос в мощности дозы от свежего твэла. Она невелика, но точнее скажет Dozik.

Автор: barvi7 23.12.2011, 12:52

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 23.12.2011, 9:19) *
Насчёт безопасности. Наша группа в бытность на практике на БН-350 (Шевченко, КазССР) помогала разгружать привезенные свежие ТВС для быстрого реактора. А там обогащение ой-ё-ёй какое, ВВЭР-ам в страшном сне такое не увидеть. Итог - все живы и здоровы. Выводы сами делайте.


О выводах - чем выше обогащение 235 ураном, тем свежее топливо безопаснее, с точки зрения радиационной безопасности для "неоксидного" урана.
дело в следующем:
Альфа актвиность 235 урана ~ 92 кБк/г*сек
Альфа актвиность 238 урана ~ 12,3 кБк/г*сек,
но альфа излучение все остается в твэле - через оболочку не проходит и, если пренебречь нейтронами, образующимися в реакции (альфа, нейтрон) на одном из изотопов кислорода (если у вас оксидное топливо),
а учитывать только нейтроны спонтанного деления, получаем:
скорость спонтанного (это не на понтах) деления 235 урана ~ 3,13Е-4 дел/г*сек и соответственно ~ 7.0Е-4 н/г*сек
скорость спонтанного (это тоже не на понтах) деления 238 урана ~ 6,96Е-3 дел/г*сек и соответственно ~ 14.0Е-3 н/г*сек
Т.о. нейтронная активность грамма 238 урана больше, чем у 235 урана в 20 раз. И если учитывать обогащение - получаем основной вклад от 238 урана.

Однако, для оксидного топлива пренебрегать реакцией (альфа, нейтрон) нельзя , она дает до 80 % вклада в нейтронную активность свежего топлива.

Оболочка твэла с завода-изготовителя может быть "загрязнена" топливными частицами, тогда можете на руки набрать альфа-излучателей.
Но это тема другого разговора.

Автор: Dozik 23.12.2011, 22:02

QUOTE(barvi7 @ 23.12.2011, 13:52) *
О выводах - чем выше обогащение 235 ураном, тем свежее топливо безопаснее, с точки зрения радиационной безопасности для "неоксидного" урана.

Вы почему-то рассматриваете только нейтронную активность. По практике скажу: мы проверяем склад свежего топлива при поступлении, на предмет наличия урана-235. И определяем по гамма-линии урана-235 (186 кэв). Светит нормально. в метре от контейнера с, примерно полтонной свежего топлива, гамма- фон (с учетом защиты) будет порядка 10 мкЗв/час.

Автор: инженер_Гарин 23.12.2011, 22:36

QUOTE(Dozik @ 23.12.2011, 22:02) *
Светит нормально. в метре от контейнера с, примерно полтонной свежего топлива, гамма- фон (с учетом защиты) будет порядка 10 мкЗв/час.


В сто раз выше естественного фона?

Автор: Dozik 23.12.2011, 23:03

QUOTE(инженер_Гарин @ 23.12.2011, 23:36) *
В сто раз выше естественного фона?

На уровне КУ для помещений временного пребывания персонала... rolleyes.gif

Автор: barvi7 24.12.2011, 0:37

QUOTE(Dozik @ 23.12.2011, 22:02) *
Вы почему-то рассматриваете только нейтронную активность. По практике скажу: мы проверяем склад свежего топлива при поступлении, на предмет наличия урана-235. И определяем по гамма-линии урана-235 (186 кэв). Светит нормально. в метре от контейнера с, примерно полтонной свежего топлива, гамма- фон (с учетом защиты) будет порядка 10 мкЗв/час.

Согласен, про гамму я "забыл" , наверно сказывается отсутствие музыкального образования. rolleyes.gif

Вопросы от "чайника":
Про 10 мкЗв/час - это только от одной ТВС, или другие где-то рядом лежат в УСТ?
Это суммарный гамма-фон от всех уранов?
Можете ли сказать, какой из изотопов урана (и его продуктов) дает больший вклад в гамма-фон?
Линия 186 кэВ конечно мощная, но у "друзей" 238 U линии пожестче до 1 МэВ. С учетом стенок контейнера - кто из уранов "сильнее" по гамма-квладу?
Проверяя на предмет наличия 235U в свежем топливе, имеется ли возможность оценить обогащение, каким образом и с какой точностью?
Есть ли вообще такая задаче при приеме свежего топлива?

Пожалуй для "немузыканта" достаточно вопросов. blink.gif

Автор: anarxi 24.12.2011, 1:03

Цитата
Линия 186 кэВ конечно мощная, но у "друзей" 238 U линии пожестче до 1 МэВ.
Мь- да,на этой то линии "чайники" отстали biggrin.gif .Ну хорошо,а как блок с свежим топливом, запускается?

Автор: инженер_Гарин 24.12.2011, 2:19

QUOTE(anarxi @ 24.12.2011, 1:03) *
Мь- да,на этой то линии "чайники" отстали biggrin.gif .Ну хорошо,а как блок с свежим топливом, запускается?


Технически, на удивление, "просто". Сперва заливают в реактор борную кислоту концентрацией 16 г/кг, далее, загружают топливные кассета (ТВС) и регулирующие стержни СУЗ, уплотняют реактор, извлекают регулирующие стержни и плавно снижают концентрацию борной кислоты. На концентрации примерно 7-8 г/кг начинается цепная реакция и всё.

Автор: Alexll 24.12.2011, 2:57

На ЧАЭС, в ходе вышедшего из-под контроля "эксперимента", регулирующие стержни повыдергивали без меры, а затем, из-за быстрой деформации активной зоны не смогли "впендюрить" обратно, от-того и рвануло так крепко. "На пальцах", так?

Вопрос абсолютного "чайника", прошу разъяснить.

Автор: aquin 24.12.2011, 4:27

Нет, не так. И вообще, на пальцах такое не объяснишь.

Попробуйте почитать INSAG-7 и отчёт комиссии ГПАН СССР под председательством Штейнберга, их полнота и объективность хоть и предмет дискуссий, но дают представление. И всяко лучше советского доклада от 86 года, который по-сути свёлся к "пришла смена неучей и с воинствующим невежеством наперевес подорвала замечательный аппарат".

http://www-pub.iaea.org/mtcd/publications/pdf/pub913r_web.pdf - тут всё сразу.

Автор: anarxi 24.12.2011, 10:33

Цитата(инженер_Гарин @ 24.12.2011, 1:19) *
Технически, на удивление, "просто". Сперва заливают в реактор борную кислоту концентрацией 16 г/кг, далее, загружают топливные кассета (ТВС) и регулирующие стержни СУЗ, уплотняют реактор, извлекают регулирующие стержни и плавно снижают концентрацию борной кислоты. На концентрации примерно 7-8 г/кг начинается цепная реакция и всё.
А цепная реакция начинается из-за формы расположения топливных кассет,ну типа критическая масса?

Автор: инженер_Гарин 24.12.2011, 11:04

QUOTE(anarxi @ 24.12.2011, 10:33) *
А цепная реакция начинается из-за формы расположения топливных кассет,ну типа критическая масса?


Цепная реакция начинается из-за достижения состояния критичности (создание условий критичности) критических масс (множества) которые собраны в реакторе. Это, конечео, очень на пальцвх mellow.gif

Автор: dddv 24.12.2011, 11:17

Цитата(anarxi @ 24.12.2011, 11:33) *
А цепная реакция начинается из-за формы расположения топливных кассет,ну типа критическая масса?

"критической" масса становится при определённом количестве нейтронов, кубик в принципе как шарик, но технологически проще в эксплуатации.

http://ru.wikipedia.org/wiki/%D6%E5%EF%ED%E0%FF_%FF%E4%E5%F0%ED%E0%FF_%F0%E5%E0%EA%F6%E8%FF

Раньше в курсе высшей математике был такой расчёт.

http://ru.wikipedia.org/wiki/%D0%9A%D0%BE%D1%8D%D1%84%D1%84%D0%B8%D1%86%D0%B8%D0%B5%D0%BD%D1%82_%D1%80%D0%B0%D0%B7%D0%BC%D0%BD%D0%BE%D0%B6%D0%B5%D0%BD%D0%B8%D1%8F_%D0%BD%D0%B5%D0%B9%D1%82%D1%80%D0%BE%D0%BD%D0%BE%D0%B2

Книга «Высшая математика для начинающих и ее приложения к физике», написанная физиком-теоретиком академиком Я. Б. Зельдовичем, рассчитана на школьников старших классов, учащихся техникумов и лиц, занимающихся самообразованием, она может быть полезна и студентам 1-го курса вузов и втузов.

В книге в наиболее простой, наглядной и доступной форме объясняются основные понятия дифференциального и интегрального исчисления. Далее даются сведения, необходимые для практического применения высшей математики к задачам физики и техники. На основе высшей математики рассмотрено большое число физических вопросов: радиоактивный распад, ядерная цепная реакция, законы механики, в частности, реактивное движение и космическая скорость, молекулярное движение. Рассмотрены электрические явления и, в частности, теория колебаний, лежащая в основе радиотехники. Наряду с математическим исследованием очень подробно изложена физическая сущность рассматриваемых явлений.

Формат: djvu / zip

Размер: 6,6 Мб

http://www.alleng.ru/d/math/math212.htm?

Автор: ВОВИЩЕ 24.12.2011, 11:25

QUOTE(инженер_Гарин @ 24.12.2011, 2:19) *
Сперва заливают в реактор борную кислоту концентрацией 16 г/кг,
Большая часть ТВС грузится "посуху", по их головкам даже ходят.
далее, загружают топливные кассета (ТВС) и регулирующие стержни СУЗ,
ПС СУЗ (поглощающие стержни СУЗ) уже с завода находятся в ТВС
Штанги приводов СУЗ сцепляют с ПС СУЗ и проверяют сцеплённость по весу,
уплотняют реактор, разогревают до 280 градусов за счёт работы ГЦН

извлекают регулирующие стержни и плавно снижают концентрацию борной кислоты.
При первом пуске извлекают не все группы ОР СУЗ ибо получится пусковая концентрация выше 11г/дм куб. а отсюда положительный ТКР а пуск реактора с положительным ТКР запрещён.
Поэтому часть ПС СУЗ остаются внизу и пусковая становится меньше 10 а ТКР отрицателен.

На концентрации примерно 7-8 г/кг начинается цепная реакция и всё.
Первая кампания обычно длинная а на 7-8 получится 200-250 эфф. сут.


Автор: Pakman 24.12.2011, 11:32

QUOTE(dddv @ 24.12.2011, 12:17) *
"критической" масса становится при определённом количестве нейтронов, кубик в принципе как шарик, но технологически проще в эксплуатации.

"Критичность" массы не и зависит от количества нейтронов, рождающихся внутри её.

Автор: Pakman 24.12.2011, 11:32

Глюки с интернетом.ков"

Anarxi задал простой вопрос, а мы на него так сложно отвечаем. В теме то "для чайников". Короче - да.

Автор: AtomInfo.Ru 24.12.2011, 11:47

QUOTE(anarxi @ 24.12.2011, 11:33) *
А цепная реакция начинается из-за формы расположения топливных кассет,ну типа критическая масса?


На реактивность легководного реактора (ВВЭР, PWR, BWR и так далее) влияют в общих чертах уран-водное отношение (соотношение числа атомов урана и водорода), обогащение урана, диаметр твэлов, глубина выгорания кассет.

Перед пуском реактора активную зону собирают таким образом, чтобы без всяких органов управления она была бы существенно надкритичной. То есть, без органов управления в таком реакторе не просто пойдёт реакция, а начнётся разгон - резкий рост мощности реактора.

Исходная надкритичность нужна, чтобы компенсировать все потери в реактивности реактора, возникающие при его работе. С другой стороны, надкритичный реактор существовать не может - вернее, он существует, но очень недолго, секунды или доли секунды smile.gif Поэтому исходную надкритичность компенсируют органами управления. В ВВЭР - это стержни СУЗ и борная кислота. Суммарный "вес" органов должен быть заведомо больше исходной надкритичности. На сколько конкретно - регулируется правилами безопасности ядерной (ПБЯ).

Для иллюстрации.

В реакторной физике вводится понятие K-эфф, эффективного коэффициента размножения нейтронов. При k-эфф=1 реактор стационарен, его мощность не меняется. При k-эфф>1 мощность растёт (разгон), при k-эфф>1,007 разгон становится неконтролируемым (разгон на мгновенных нейтронах, мощность удваивается за миллисекунды).

Так вот. Если собрать активную зону ВВЭР-1000 из свежих (с нулевым выгоранием, не бывших в реакторе) кассет с обогащением 4,4%, то в реакторе в холодном состоянии (комнатные температура и давление) приблизительно получим k-эфф=1,4. Иными словами, в таком реакторе будет полсотни бомб.

Автор: Dozik 24.12.2011, 11:57

QUOTE(barvi7 @ 24.12.2011, 1:37) *
Вопросы от "чайника":
Про 10 мкЗв/час - это только от одной ТВС, или другие где-то рядом лежат в УСТ?

ТВС на ВВЭР и РБМК - две большие разницы. Я вам говорил про примерно полтонны топлива... rolleyes.gif
QUOTE
Это суммарный гамма-фон от всех уранов?
Можете ли сказать, какой из изотопов урана (и его продуктов) дает больший вклад в гамма-фон?
Линия 186 кэВ конечно мощная, но у "друзей" 238 U линии пожестче до 1 МэВ. С учетом стенок контейнера - кто из уранов "сильнее" по гамма-квладу?

В спектре явно выделяется гамма-линия 235-го. У 238 хороших гамма-линий нет, а "дочерние" не успевают накопиться в значительных количествах. Хотя "следы" иногда видно. Или вы имели ввиду "другие ураны"?
Думаю, что основной вклад все-таки от 235-го.

QUOTE
Проверяя на предмет наличия 235U в свежем топливе, имеется ли возможность оценить обогащение, каким образом и с какой точностью?
Есть ли вообще такая задаче при приеме свежего топлива?

Да, конечно. Не только в свежем. При хранении делящихся материалов необходимо ежегодно проводить инвентаризацию "приборными методами"... Как то обнинцы из ФЭИ жаловались - у них не один десяток тысяч единиц на учете... rolleyes.gif
Самый простой метод "неразрушающего контроля" - гамма-спектрометрический, с использованием эталонов. Другие тоже есть - в книжках можно прочесть. Не так давно ВНИИА целую книжку американскую перевел...

Автор: AtomInfo.Ru 24.12.2011, 12:06

QUOTE(Dozik @ 24.12.2011, 12:57) *
Как то обнинцы из ФЭИ жаловались - у них не один десяток тысяч единиц на учете... rolleyes.gif


Угу. На известном нашем Энском стенде на учёт и контроль они тратят один-два полных рабочих дня в месяц. И это при том, что они новых материалов почти не получают. Исключительно контроль того, что имеется.

Автор: AtomInfo.Ru 24.12.2011, 12:11

QUOTE(Dozik @ 24.12.2011, 12:57) *
Самый простой метод "неразрушающего контроля" - гамма-спектрометрический, с использованием эталонов.


На том же Энском стенде с помощью американцев такое дело внедрено. Действительно, подносишь таблетку, и тебе на мониторе пишут её обогащение.

По точности метода у меня есть вопросы. Когда известна номенклатура обогащений, то определить, к какому типовому обогащению относится таблетка, достаточно легко. А вот поди-ка определи совершенно постороннюю таблетку! Но так как эта тематика УКФЗ-шная, по ней не слишком охотно отвечают на подобные вопросы.

Автор: dddv 24.12.2011, 12:46

Цитата(Pakman @ 24.12.2011, 12:32) *
"Критичность" массы не и зависит от количества нейтронов, рождающихся внутри её.

Параграф 7 "Цепная реакция деления урана", стр.320,
параграф 8 "Размножение нейтронов в большой массе" стр.322,

"Высшей математики для начинающих и её приложения в физике" Я.Б.Зельдовича пишут что всётаки зависит.

И термоядерная бомба демонстрирует эффект нейтронов при изначально подкритичной массе:

http://ru.wikipedia.org/wiki/%D2%E5%F0%EC%EE%FF%E4%E5%F0%ED%EE%E5_%EE%F0%F3%E6%E8%E5

Автор: dddv 24.12.2011, 13:05

Цитата(Pakman @ 24.12.2011, 12:32) *
Anarxi задал простой вопрос, а мы на него так сложно отвечаем. В теме то "для чайников". Короче - да.

А может учёный вырастет? Или просто грамотный специалист? Или своим детям расскажет и они станут?

И ничего несложно, книга Зельдовича для школьников между прочим.

Автор: AtomInfo.Ru 24.12.2011, 13:41

dddv,

критичность системы не зависит от количества нейтронов. В общем случае она зависит от состава и свойств среды и от геометрии среды. И даже в процитированной Вами книге это явным образом подтверждается - см. стр.328, второй параграф (...с=0 есть "критическое значение").

Теория критических размеров реакторов - глава 7 в учебнике Батя. В сети он есть, ссылка http://publ.lib.ru/ARCHIVES/B/BAT%27_G._A/_Bat%27_G.A..html

Автор: dddv 24.12.2011, 14:12

Цитата(AtomInfo.Ru @ 24.12.2011, 14:41) *
dddv,

критичность системы не зависит от количества нейтронов. В общем случае она зависит от состава и свойств среды и от геометрии среды. И даже в процитированной Вами книге это явным образом подтверждается - см. стр.328, второй параграф (...с=0 есть "критическое значение").

Теория критических размеров реакторов - глава 7 в учебнике Батя. В сети он есть, ссылка http://publ.lib.ru/ARCHIVES/B/BAT%27_G._A/_Bat%27_G.A..html

Если рассматривать "гомогенную среду", как в учебнике Батя, то вы правы, а если брать параграф 10 (стр.328) Зельдовича, то "с=а-b", т.е. критичность "с" зависит от баланса образующихся "а" и вылетающих "b" нейтронов. smile.gif Собственно так АЭС и управляется если вы не знали smile.gif

Это мне напомнило давний случай в Менделеевском химико-технологическом университете, когда в ответ на заявление преподавателя по химии о константности атомной массы я сказал что это не факт и есть изотопы и трансэлементы, мне показалось что она как-то пригнулась к кафедре smile.gif

Автор: AtomInfo.Ru 24.12.2011, 15:03

QUOTE(dddv @ 24.12.2011, 15:12) *
то вы правы, а если брать параграф 10 (стр.328) Зельдовича, то "с=а-b", т.е. критичность "с" зависит от баланса образующихся "а" и вылетающих "b" нейтронов. smile.gif


Критичность системы зависит от баланса рождающихся, поглощающихся и вылетающих из системы нейтронов.

Рождение, поглощение и утечка нейтронов не зависят от нейтронного потока, а зависят от параметров среды (состав и геометрия).

Поэтому в классической теории физики реакторов в критической системе может быть создан любой поток нейтронов. В решение уравнений входит нормировочный множитель. То есть, поток Ф=константа*(набор функций в зависимости от геометрии и состава среды). От потока нейтронов критичность не зависит никоим образом. За большими деталями - к книге Батя, которая и есть описание классической физики реакторов для студентов атомных специальностей.

Но параметры среды могут зависеть от потока нейтронов, это правда. Через обратные связи. Поток нейтронов прямо пропорционален мощности системы, а мощность влияет на температуру и геометрические размеры системы. Более того, сам факт наличия потока нейтронов ведёт к изменению состава среды за счёт выгорания. В классической теории с этим обходятся очень просто - на каждый данный момент (шаг расчёта) считается, что параметры постоянны, и решается обычная условно-критическая задача, для которой справедливо всё сказанное выше. А между шагами пересчитываются параметры в зависимости от значений потоков нейтронов, найденных на предыдущем шаге.

P.S. Пишу и сам не понимаю, какое это отношение имеет к ветке "АЭС для чайников". Поэтому так. Если есть желание узнать, как на самом деле считают реакторы, то это лучше делать в отдельной ветке. Ибо без формул не обойтись.

Автор: dddv 24.12.2011, 16:34

Цитата(AtomInfo.Ru @ 24.12.2011, 16:03) *
...
Рождение, поглощение и утечка нейтронов не зависят от нейтронного потока, а зависят от параметров среды (состав и геометрия).
...

а ещё зависят от внешнего излучения фотонами(гамма) или внешними нейтронами(альфа), или от изменения объёма среды:

"Фотоядерные реакции — ядерные реакции, происходящие при поглощении гамма-квантов ядрами атомов[1]. Явление испускания ядрами нуклонов при этой реакции называется ядерным фотоэффектом. Это явление было открыто Чедвиком и Гольдгабером в 1934 году[2] и в дальнейшем исследовано Боте и Вольфгангом Гентером[3], а затем и Нильсом Бором[4][5].

При поглощении гамма-кванта ядро получает избыток энергии без изменения своего нуклонного состава, а ядро с избытком энергии является составным ядром. Как и другие ядерные реакции, поглощение ядром гамма-кванта возможно только при выполнении необходимых энергетических и спиновых соотношений. Если переданная ядру энергия превосходит энергию связи нуклона в ядре, то распад образовавшегося составного ядра происходит чаще всего с испусканием нуклонов, в основном нейтронов. Такой распад ведёт к ядерным реакциям и , которые и называются фотоядерными, а явление испускания нуклонов в этих реакциях — ядерным фотоэффектом.
..."
http://ru.wikipedia.org/wiki/%D0%A4%D0%BE%D1%82%D0%BE%D1%8F%D0%B4%D0%B5%D1%80%D0%BD%D0%B0%D1%8F_%D1%80%D0%B5%D0%B0%D0%BA%D1%86%D0%B8%D1%8F

"Кроме того, очень жесткое рентгеновское излучение с энергией кванта более 1 МэВ, способно вызвать Ядерный фотоэффект."

"Наведённая радиоактивность — это радиоактивность веществ, возникающая под действием облучения их ионизирующим излучением, как правило нейтронами.

При облучении частицами (нейтронами, протонами, гамма-квантами) стабильные ядра могут превращаться в радиоактивные ядра с различным периодом полураспада, которые продолжают излучать длительное время после прекращения облучения. Особенно сильна радиоактивность, наведённая нейтронным облучением. Это объясняется следующими свойствами этих частиц: для того, чтобы вызвать ядерную реакцию с образованием радиоактивных ядер, гамма-кванты и заряженные частицы должны иметь большую энергию (не меньше нескольких МэВ). Однако, они взаимодействуют с электронными оболочками атомов намного интенсивнее, чем с ядрами, и быстро теряют при этом энергию. Кроме того, положительно заряженные частицы (протоны, альфа-частицы) быстро теряют энергию, упруго рассеиваясь на ядрах. Поэтому, вероятность гамма-кванта или заряженной частицы вызвать ядерную реакцию ничтожно мала. Например, при бомбардировке бериллия альфа-частицами, лишь одна из нескольких тысяч или десятков тысяч (в зависимости от энергии альфа-частиц) вызывает (α, n)-реакцию, а для других веществ эта вероятность еще меньше.

Нейтроны же, наоборот, захватываются ядрами при любой энергии, более того, максимальна вероятность захвата именно нейтронов с низкой энергией. Поэтому, распространяясь в веществе, нейтрон может попадать в множество ядер последовательно, пока не будет захвачен очередным ядром, и вероятность захвата нейтрона практически равна единице.

Следует заметить, что поглощение нейтронов не обязательно ведет к появлению наведенной радиоактивности. Многие ядра захватывают нейтрон с образованием стабильных ядер, например бор-10 превращается в стабильный бор-11, лёгкий водород (протий) — в стабильный дейтерий. В таких случаях наведённая радиоактивность не возникает.

Процесс накопления в веществе радиоактивных изотопов под действием облучения называется активацией.
..."
http://ru.wikipedia.org/wiki/%D0%9D%D0%B0%D0%B2%D0%B5%D0%B4%D1%91%D0%BD%D0%BD%D0%B0%D1%8F_%D1%80%D0%B0%D0%B4%D0%B8%D0%BE%D0%B0%D0%BA%D1%82%D0%B8%D0%B2%D0%BD%D0%BE%D1%81%D1%82%D1%8C


"Термоядерное оружие.
...
При взрыве триггера 80 % выделяющейся из него энергии расходуется на мощный импульс мягкого рентгеновского излучения, которое поглощается оболочкой второй ступени. В результате резкого нагрева урановой (свинцовой) оболочки происходит абляция (испарение) вещества оболочки и появляется реактивная тяга, которая вместе со световым давлением обжимает вторую ступень. При этом её объём уменьшается в несколько тысяч раз, и термоядерное топливо нагревается до температур, близких к минимальным для начала реакции. Плутониевый стержень переходит в надкритическое состояние, и начинается ядерная реакция внутри контейнера...."
http://ru.wikipedia.org/wiki/%D0%A2%D0%B5%D1%80%D0%BC%D0%BE%D1%8F%D0%B4%D0%B5%D1%80%D0%BD%D0%B0%D1%8F_%D0%B1%D0%BE%D0%BC%D0%B1%D0%B0


http://ru.wikipedia.org/wiki/%D0%E5%ED%F2%E3%E5%ED%EE%E2%F1%EA%EE%E5_%E8%E7%EB%F3%F7%E5%ED%E8%E5


Автор: AtomInfo.Ru 24.12.2011, 17:09

QUOTE(dddv @ 24.12.2011, 17:34) *
а ещё зависят от внешнего излучения фотонами(гамма) или внешними нейтронами(альфа),


От пускового источника нейтронов. Например, калифорниевого. При первом пуске и при малых мощностях учитывать нужно, с набором мощности - уже нет, даже если его по каким-то причинам не вытащили.

QUOTE(dddv @ 24.12.2011, 17:34) *
или от изменения объёма среды:


Это и есть геометрия.

Автор: AtomInfo.Ru 24.12.2011, 17:23

QUOTE(dddv @ 24.12.2011, 17:34) *
а ещё зависят от внешнего излучения фотонами(гамма)


Облучать АЭС извне потоком гамма-квантов - это "АЭС на резинке", а не "АЭС для чайников". smile.gif

Реакция (гамма,n) значима для физики реакторов на тяжёлой воде. Естественно, потоки гамма-квантов "внутреннего" происхождения, не внешнего. Там есть свои нюансы в расчётах, и на тяжёловоднике я сам видел, как аппарат, удерживаемый в строго критичном состоянии, тем не менее очень медленно и по чуть-чуть набирает мощность на протяжении первых суток.

Про бомбу ничего не могу сказать. Считал сердечники в хранилище, но у нас задача была не взорвать, а совсем наоборот.

Автор: Nut 24.12.2011, 18:26

Как быстро ветку испортили!

Автор: anarxi 24.12.2011, 20:27

Цитата(Pakman @ 24.12.2011, 10:32) *
Глюки с интернетом.ков"

Anarxi задал простой вопрос, а мы на него так сложно отвечаем. В теме то "для чайников". Короче - да.

Надеюсь когда мы дойдём до турбин Вы неподкачаете rolleyes.gif Кстати, мне кажется,что сылки из Википедии это не в кассуangry.gif

Автор: инженер_Гарин 24.12.2011, 20:32

(Nut @ 24.12.2011, 18:26) *
Как быстро ветку испортили!


Не испортят нам обедни злые происки врагов rolleyes.gif

Автор: anarxi 25.12.2011, 1:32

Дык,что ключевой фактор для начала работы реактора?Разогрев или уменьшение концентрации бора?Что будет если стержни СУЗ убрать,а в корпусе реактора залита просто пресная вода.?А потом начать нагревать?(если до этого само неразогреется huh.gif )

Автор: VBVB 25.12.2011, 2:10

Цитата(dddv @ 24.12.2011, 15:12) *
Это мне напомнило давний случай в Менделеевском химико-технологическом университете, когда в ответ на заявление преподавателя по химии о константности атомной массы я сказал что это не факт и есть изотопы и трансэлементы...

Это что вами подразумевается под "константность атомной массы"?
Не думаю, что преподаватели МХТИ настолько невежественны по поводу существования изотопов.
В пределах изученной земной коры публикуемые в таблице Менделеева средние значения атомных масс элементов есть числа практически постоянные и практически заметно не изменяющиеся при очередных ревизиях комиссии IUPAC по атомным массам. В свое время по малым аномалиям средней атомной массы образцов габонского урана обнаружили существование природного реактора Окло.
Судя по всему было обычное непонимание между преподавателем и студентом smile.gif

Автор: www 25.12.2011, 7:07

QUOTE(anarxi @ 25.12.2011, 1:32) *
Дык,что ключевой фактор для начала работы реактора?Разогрев или уменьшение концентрации бора?Что будет если стержни СУЗ убрать,а в корпусе реактора залита просто пресная вода.?А потом начать нагревать?(если до этого само неразогреется huh.gif )


Anarxi, возможно так просто на ваши вопросы не ответить. Каждая операция имеет определенный смысл и привязана к безопасности и зависит от типа самого реактора.

Алгоритм (на пальцах) тут прост, но и не так прост... (пардон за каламбур).

Стержни АЗ вынимают для того что бы когда реактор начнет работать (цепн реакция станет самоподдржив), чтобы было средство для аварийного глушения реактора (а то представьте себе, сделали реактор критичен, он стал разгонятся, а вам нечего воткнуть в реактор...). Тяжеловодные реакторы КАНДЮ могут выходить на стержнях, НО - у них в это время жидкостная АЗ стоит в позе "товсь"...

Теперь по поводу разогрева. Греют легководники перед пуском по нескольким причинам, и одна из них - при этом вводится отрицательн реактивность, то есть удастся выйти на критику при меньшей конц бора, ибо надо держать часть ОР СУЗ в активной зоне, добы не допустить полож коеф.

На тяжеловодниках - все наоборот, в связи с тем, что у них коефф-ты практически равны нулю. Потому, как только 1 контур закрывают и пускают 2 ГЦНа (по одному на петле), так сразу реактор выводят на критику, и контур греют уже с работаюшим реактором, и потому из состояния хол останов они могут достичь полной мошности за 1 смену. Плюс ко всему, у них трубы, а не массивный корпус, то есть по сравнению с легководниками их можно разогревать/расхолаживать в разы быстрее. Также и них нет практически (относит к легоководникам конечно) понятия хладноломкости, ибо весь металл в 1 контуре из черняжки. Потому они давление 1 контура поднимают просто тупо насосом, а Комменсатор обьема вообше отключен от 1 контура в это время.

У лекководников там целый алгоритм, при какой температуре и какие ограничения по скорости расхол/разогрева, когда можно 1, потом 2 й, потом 3 и 3 ГЦН, и пределы давления при каких температурах корпуса реактора.

Автор: dddv 25.12.2011, 9:36

Цитата(VBVB @ 25.12.2011, 3:10) *
Это что вами подразумевается под "константность атомной массы"?
..

буквально блин. какое из трёх слов вам непонятно? Про расщепление ядер нифига не в курсе?

Автор: dddv 25.12.2011, 9:37

Цитата(Nut @ 24.12.2011, 19:26) *
Как быстро ветку испортили!

Вы недооцениваете сегодняшних ( да и вчерашних) школьников.

Автор: alpha 25.12.2011, 11:53

Цитата(dddv @ 24.12.2011, 15:12) *
заявление преподавателя по химии о константности атомной массы...
... в химических реакциях.
Это ведь была лекция по химии? Ядерные реакции были бы там оффтопом.
Так что, она была права.

Автор: dddv 25.12.2011, 15:45

Цитата(alpha @ 25.12.2011, 12:53) *
... в химических реакциях.
Это ведь была лекция по химии? Ядерные реакции были бы там оффтопом.
Так что, она была права.

Хорошо хоть внешний нагрев небыл "оффтопом", это-ж тоже физика.

"Химическое обогащение

Химическое обогащение использует разницу в скорости протекания химических реакций с различными изотопами. Лучше всего оно работает при разделении легких элементов, где разница значительна. В промышленном производстве применяются реакции, идущие с двумя реактивами, находящимися в различных фазах (газ/жидкость, жидкость/твердое вещество, несмешивающиеся жидкости). Это позволяет легко разделять обогащенный и обедненный потоки. Используя дополнительно разницу температур между фазами, достигается дополнительный рост коэффициента разделения. На сегодня химическое разделение — самая энергосберегающая технология получения тяжелой воды. Кроме производства дейтерия, оно применяется для извлечения Li-6. Во Франции и Японии разрабатывались методы химического обогащения урана, так и не дошедшие до промышленного освоения.

Дистилляция

Дистилляция (перегонка) использует различие в температурах кипения различных по массе изотопов. Обычно чем меньше масса атома — тем ниже температура кипения этого изотопа. Лучше всего это работает опять же, на легких элементах."

http://ru.wikipedia.org/wiki/%D0%E0%E7%E4%E5%EB%E5%ED%E8%E5_%E8%E7%EE%F2%EE%EF%EE%E2


Автор: alpha 25.12.2011, 16:34

В хим. реакциях меняется распределение электронов. Число нуклонов остаётся неизменным.

Автор: Pakman 25.12.2011, 19:00

QUOTE(anarxi @ 25.12.2011, 2:32) *
Дык,что ключевой фактор для начала работы реактора?Разогрев или уменьшение концентрации бора?

Ключевым является уменьшение концентрации поглотителя - брной кислоты. Не уменьшешь - не поедешь.

QUOTE(anarxi @ 25.12.2011, 2:32) *
Что будет если стержни СУЗ убрать,а в корпусе реактора залита просто пресная вода.

Вода разогреется. Быстро.

Автор: anarxi 25.12.2011, 20:33

Зачем тогда греют?если и так запускается? или на разных реакторах поразному?

Автор: barvi7 25.12.2011, 21:23

QUOTE
ПС СУЗ (поглощающие стержни СУЗ) уже с завода находятся в ТВС


В свежих ТВС находятся стержни выгоражщих поглотителей, а не поглощающие.
Поглощающие, которые называют ОР СУЗ, "вставляются" в ТВС, не раньше, чем со второго года "стояния-работы" ТВС в активной зоне.

Автор: barvi7 25.12.2011, 21:33

QUOTE(Dozik @ 24.12.2011, 11:57) *
Про 10 мкЗв/час - это только от одной ТВС, или другие где-то рядом лежат в УСТ?

ТВС на ВВЭР и РБМК - две большие разницы. Я вам говорил про примерно полтонны топлива... rolleyes.gif


Я про ВВЭР и спрашивал. Загрузка в ВВЭР-1000 примерно 80 т топлива в 163 ТВС , получаем в 1 ТВС ~ 500 кг = полтонны. blink.gif

По 10 мкЗв/час - это от одной ТВС или от многих ТВС, какая геометрия их расположения? Или влиянием остальных - пренебрегаем.

А другие ТВС рядом лежат в УСТ (узел свежего топлива)?
Так когда-то называли.

Автор: ВОВИЩЕ 25.12.2011, 21:37

QUOTE(barvi7 @ 25.12.2011, 21:23) *
В свежих ТВС находятся стержни выгоражщих поглотителей, а не поглощающие.
Поглощающие, которые называют ОР СУЗ, "вставляются" в ТВС, не раньше, чем со второго года "стояния-работы" ТВС в активной зоне.

1. СВП уже сто лет как отменили, вместо них ТВЭГи.
2. Вот мы не знали и загрузили свежее топливо под 3,4 и 6 группы ОР СУЗ.
(23-я кампания блок 5 ЗАЭС) кстати могли бы и подравить с пуском!!!
Теперь будем знать и раньше второго года ни ни.
Стесняюсь спросить, а почему низя???

Автор: barvi7 25.12.2011, 22:03

QUOTE(ВОВИЩЕ @ 25.12.2011, 21:37) *
1. СВП уже сто лет как отменили, вместо них ТВЭГи.
2. Вот мы не знали и загрузили свежее топливо под 3,4 и 6 группы ОР СУЗ.
(23-я кампания блок 5 ЗАЭС) кстати могли бы и подравить с пуском!!!
Теперь будем знать и раньше второго года ни ни.
Стесняюсь спросить, а почему низя???


Так раньше было (меньше ста лет) с СВП, сейчас значит ТВЭГи - давно не интересовался.

Кстати, с пуском поздравляю!!!

Теперь можете свежее топливо под 3,4 и 5 группы ОР СУЗ ставить.

Если спрашивается почему низя, значить и ответ знаете.
Я думаю, что если свежее топливо (раньше без ТВЭГа) попадало под регулируюшую группу, то можем получить в ней "предельные" коэффициенты неравномерности энерговыделения, которые будут ограничивать мощность всей активной зоны.

Автор: ВОВИЩЕ 25.12.2011, 22:14

QUOTE(barvi7 @ 25.12.2011, 22:03) *
Так раньше было (меньше ста лет) с СВП, сейчас значит ТВЭГи - давно не интересовался.

Кстати, с пуском поздравляю!!!

Теперь можете свежее топливо под 3,4 и 5 группы ОР СУЗ ставить.

Если спрашивается почему низя, значить и ответ знаете.
Я думаю, что если свежее топливо (раньше без ТВЭГа) попадало под регулируюшую группу, то можем получить в ней "предельные" коэффициенты неравномерности энерговыделения, которые будут ограничивать мощность всей активной зоны.

"Нельзя запихнуть жирафа в холодильник на три счёта потому что там уже сидит бегемот" (с)
Раньше нельзя было ставить свежее топливо под ОР СУЗ потому что там были СВП.
Было свежее и без СВП но меньшего обогащения и его ставили под ОР СУЗ.

Автор: инженер_Гарин 25.12.2011, 22:18

(anarxi @ 25.12.2011, 20:33) *
Зачем тогда греют?если и так запускается? или на разных реакторах поразному?


Кратко я бы ответил так. Безопаснее и рациональнее выполнить установку параметров реакторной установкии на номинальный уровень в подкритичном состоянии активной зоны

Автор: anarxi 26.12.2011, 0:56

Принято.А как часто делают ппр ?сколько раз за топливную компанию красивое словосочетание и для чего?

Автор: anarxi 26.12.2011, 1:53

По Фукусу вопрос. Когда утром 12 марта в05.46 стали подавать воду в контаймент 1 блока.они добавляли топлива для пароциркониевой реакции? либо она произошла и закончилась еще до того как корпус реактора потерял герметичность в 04.19.Что показывают расчеты?

Автор: AtomInfo.Ru 26.12.2011, 8:46

QUOTE(anarxi @ 26.12.2011, 1:56) *
за топливную компанию красивое словосочетание


Топливная компания - это российская фирма ТВЭЛ.

А то, что Вы имеете в виду, называется кампания. smile.gif

Автор: ВОВИЩЕ 26.12.2011, 11:12

QUOTE(anarxi @ 26.12.2011, 0:56) *
Принято.А как часто делают ппр ?сколько раз за топливную компанию красивое словосочетание и для чего?

ППР проводят один раз в год. Его совмещают с перегрузкой топлива.
Когда реактор холодный и с 16-ти грамовым бором, можно снять с дежурства и отремонтировать одну из трёх систем безопасности (СБ). Ремонтируют и проводят техосвидетельствования и другого оборудования.
Топливную кампанию подгоняют под ППР (280-290 эфф. сут.).
Вначале топливные циклы были двухгодичные (каждую перегрузку меняли половину топлива и каждая ТВС работала в реакторе два года).
Потом немного подняли обогащение и перешли на трёхгодичный топливный цикл (соответственно меняли треть топлива и каждая ТВС работала три года).
Сейчас обогащение 4,0-4,4 в четырёхгодичном топливном цикле (обычно подгружается 42 свежих ТВС).

Автор: barvi7 26.12.2011, 12:07

QUOTE(ВОВИЩЕ @ 26.12.2011, 11:12) *
ПС СУЗ (поглощающие стержни СУЗ) уже с завода находятся в ТВС

Вначале топливные циклы были двухгодичные (каждую перегрузку меняли половину топлива и каждая ТВС работала в реакторе два года).
Потом немного подняли обогащение и перешли на трёхгодичный топливный цикл (соответственно меняли треть топлива и каждая ТВС работала три года).
Сейчас обогащение 4,0-4,4 в четырёхгодичном топливном цикле (обычно подгружается 42 свежих ТВС).


Дополнительно прошу сообщить, во всех ли свежих ТВС находятся ПС СУЗ.
Смысл вопроса (если он есть rolleyes.gif ):
1. В 23-ю кампанию загрузили свежие ТВС под 3,4 и 6 группы? если они были с ПС СУЗ, значит "старые", ПС СУЗ, которые в этих местах стояли - выбрасывают? Или, что с ними делают и какая их стоимость? Можно в % от стоимости ТВС.
2. В остальных свежих ТВС, которые не идут под ОР СУЗ - имеются ли ПС СУЗ с завода?

3. Что должно поменяться (с обогащением или с др.) для перехода на 18 мес топливую кампанию? Если такое планируются.
СПАСИБО.



Автор: Tony 26.12.2011, 12:38

smile.gif Да уж "ветка для чайников".

Вопрос: На некоторых станциях есть баки-барботеры (который бублик (тор) на Фукусиме). Какова их роль( или их аналогов) при нормальной эксплуатации, в аварийном режиме.
Каким приводом управляются клапаны в ГО? Электро- пневмно- гидро- мануально-?

Тут ранее проскакивала ссылка на отчет Tepco в Nisa от 22.12.11 (на японском, ссылка от vodos http://www.tepco.co.jp/cc/press/betu11_j/images/111222n.pdf ).
Google перевод сделал конечно полную кашу, но последний абзац был примерно следующего содержания - при потере переменного тока, пневмо привод (вентиляции/газоочистки) тоже потерялся.
А в целом в данном документе вроде бы рассмотрена точка зрения ТЕПКО на процессы в 2 и 3 блоках на основе результатов измерений, моделирования, опросов участников. Имеется определенный объем графической информации. Если Google мне не врет.

Автор: инженер_Гарин 26.12.2011, 13:18

(Tony @ 26.12.2011, 12:38) *
smile.gif Да уж "ветка для чайников".

Вопрос: На некоторых станциях есть баки-барботеры (который бублик (тор) на Фукусиме). Какова их роль( или их аналогов) при нормальной эксплуатации, в аварийном режиме.
Каким приводом управляются клапаны в ГО? Электро- пневмно- гидро- мануально-?


Для ВВЭРов советского дизайна только один тип имеет устройство, аналогичное Фукусиме, это В-213 (ВВЭР-440). Назначение - принять и сконденсировать пар, образующийся при разрыве главного циркуляционного трубопровода (максимальная проектная авария), тем самым, защитить герметичную оболочку от разрушения из-за чрезмерного возростания давления. При нормальной эксплуатации - находится и поддерживается в готовности, как система безопасности.

Трубопроводы, воздуховоды пересекающие герметичную оболочку снабжены отсекающей араматурой. Для трубопроводов, как правило, применяются пневмоотсечные клапаны (цилиндр-поршень, золотник), вентиляционные клапаны - электроприводные гермоклапаны (возможно ручное управление)

Автор: Pakman 26.12.2011, 13:20

QUOTE(Tony @ 26.12.2011, 13:38) *
Каким приводом управляются клапаны в ГО? Электро- пневмно- гидро- мануально-?

Мануально. Специально обученным терапевтом. laugh.gif

Автор: ВОВИЩЕ 26.12.2011, 19:00

QUOTE(barvi7 @ 26.12.2011, 12:07) *
Дополнительно прошу сообщить, во всех ли свежих ТВС находятся ПС СУЗ.
Смысл вопроса (если он есть rolleyes.gif ):
1. В 23-ю кампанию загрузили свежие ТВС под 3,4 и 6 группы? если они были с ПС СУЗ, значит "старые", ПС СУЗ, которые в этих местах стояли - выбрасывают? Или, что с ними делают и какая их стоимость? Можно в % от стоимости ТВС.
2. В остальных свежих ТВС, которые не идут под ОР СУЗ - имеются ли ПС СУЗ с завода?

3. Что должно поменяться (с обогащением или с др.) для перехода на 18 мес топливую кампанию? Если такое планируются.
СПАСИБО.

ПС СУЗ "живут своей жизнью", регулирующую группу меняют раз в 5 лет остальные в 10 ЕМНИП.
Когда были СВП почти в каждой свежей ТВС, ПС СУЗы приезжали на блок в имитаторах ТВС.
В те же времена (когда были СВП) отработавшее топливо отгружали на завод РТ-2 с вставленными в них СВП.
Старые ПС СУЗ приходилось утилизировать нам:
-в универсальное гнездо ставился контейнер;
-потом в него перегрузмашиной опускался ПС СУЗ;
-потом слесарь спускался в УГ и высверливал, с опеределённой дозовой нагрузкой разумеется, все 18 поглощающих элементов. Которые и падали в контейнер;
-когда контейнер заполнялся его отвозили на ХТРО где он и поныне.

Сколько чего стоит я не знаю.

Автор: ВОВИЩЕ 26.12.2011, 19:27

QUOTE(barvi7 @ 26.12.2011, 12:07) *
Дополнительно прошу сообщить, во всех ли свежих ТВС находятся ПС СУЗ.
Смысл вопроса (если он есть rolleyes.gif ):
1. В 23-ю кампанию загрузили свежие ТВС под 3,4 и 6 группы? если они были с ПС СУЗ, значит "старые", ПС СУЗ, которые в этих местах стояли - выбрасывают? Или, что с ними делают и какая их стоимость? Можно в % от стоимости ТВС.
2. В остальных свежих ТВС, которые не идут под ОР СУЗ - имеются ли ПС СУЗ с завода?

3. Что должно поменяться (с обогащением или с др.) для перехода на 18 мес топливую кампанию? Если такое планируются.
СПАСИБО.

Перегрузка топлива в общих чертах:
-остановили реактор (накачали бора и опустили ОР СУЗ);
-расхолодили реактор (до 90 гр. через парогенераторы потом насосами САОЗ);
-разобрали реактор (сняли всё что выше главного разёма ГРР);
-заполнили бассейн мокрой перегрузки БМП 16-ти грамовым бором;
-переставили ПС СУЗ из ТВС котрые будем выгружать (если ПС СУЗ там есть) в свободные ТВС которые остаются в реакторе;
-выгрузили ТВС отработавшие 4 кампании в басейн выдержки;
-выполнили перестановки в а.з. (с периферии ближе к центру а.з.);
-сдренировали БМП и реактор до 200-300 мм ниже ГРР;
-поставили свежее топливо в реактор "посуху";
-переставили ПС СУЗ в свежие ТВС если они должны там быть (обычно "посуху" но выгнав всех из центральгого зала);
-собрали реактор (не забыли проверить сцеплённость ПС СУЗ с рабочей штангой привода СУЗ по весу);
-разогрели реактор и первый контур работой ГЦН и остаточными энерговыделениями;
-взвели ОР СУЗ в верхнее положение;
-вывели реактор на МКУ мощности снижением концентрации борной кислоты;
-проверили сцеплённость каждого ОР СУЗ (мощность должна падать при его введении в а.з.;
-нагрузили до номинальной мощности;
-получили премию за хорошую работу.

Автор: ВОВИЩЕ 26.12.2011, 19:39

QUOTE(barvi7 @ 26.12.2011, 12:07) *
Дополнительно прошу сообщить, во всех ли свежих ТВС находятся ПС СУЗ.
Смысл вопроса (если он есть rolleyes.gif ):
1. В 23-ю кампанию загрузили свежие ТВС под 3,4 и 6 группы? если они были с ПС СУЗ, значит "старые", ПС СУЗ, которые в этих местах стояли - выбрасывают? Или, что с ними делают и какая их стоимость? Можно в % от стоимости ТВС.
2. В остальных свежих ТВС, которые не идут под ОР СУЗ - имеются ли ПС СУЗ с завода?

3. Что должно поменяться (с обогащением или с др.) для перехода на 18 мес топливую кампанию? Если такое планируются.
СПАСИБО.

Если поднять обогащение, то можно перейти на 5-годичнуй топливный цикл подгружая 36 свежих ТВС каждый год. А можно подгружать 54 свежих ТВС но по схеме 3Х1,5 года.

Автор: nakos 26.12.2011, 20:02

Цитата(ВОВИЩЕ @ 26.12.2011, 20:27) *
Перегрузка топлива в общих чертах:

по времени сколько?

Автор: barvi7 26.12.2011, 20:04

QUOTE(ВОВИЩЕ @ 26.12.2011, 19:00) *
В те же времена (когда были СВП) отработавшее топливо отгружали на завод РТ-2 с вставленными в них СВП.

Старые ПС СУЗ приходилось утилизировать нам:
-потом слесарь спускался в УГ и высверливал, с опеределённой дозовой нагрузкой разумеется, все 18 поглощающих элементов. Которые и падали в контейнер;


Спасибо,
если можно еще пара вопросов:
1. У Вас (ЗАЭС) свое "сухое" хранилище уже наверно лет десять. Когда отказались от СВП и перешли на ТВЭГи?
В отправляемое на РТ-2 топливо вставляли "отработанные" СВП, чтобы не засорять свое ХТРО?
2. Зачем высверливать ПС СУЗ, чтобы занимали меньше места, или жалко "фланец", к которому крепится сборка ПС СУЗ?

QUOTE(ВОВИЩЕ)
-переставили ПС СУЗ в свежие ТВС если они должны там быть (обычно "посуху" но выгнав всех из центральгого зала);

Эту операцию выполняю "посуху" для экономи времени? - не тратиться на заполнение.
И как примерно они "светят" в разных местах в зале, если он так называется?

СПАСИБО за подробные ОТВЕТЫ.

Автор: ВОВИЩЕ 26.12.2011, 20:17

QUOTE(nakos @ 26.12.2011, 20:02) *
по времени сколько?

Сильно зависит от КГО (контроль герметичности оболочек)
делаем/не делаем а если делаем то для всего топлива или нет.
Обычно около 3-х недель сама перегрузка топлива а средний ремонт 48-55 суток.
Хотя наш средний планировали на 86 суток но это с заменой стелажей БВ.
Опять же два или три контейнера на СХОЯТ отправляем. Если три то дольше.

Автор: ВОВИЩЕ 26.12.2011, 20:34

QUOTE(barvi7 @ 26.12.2011, 20:04) *
Спасибо,
если можно еще пара вопросов:
1. У Вас (ЗАЭС) свое "сухое" хранилище уже наверно лет десять. Когда отказались от СВП и перешли на ТВЭГи?
В отправляемое на РТ-2 топливо вставляли "отработанные" СВП, чтобы не засорять свое ХТРО?
2. Зачем высверливать ПС СУЗ, чтобы занимали меньше места, или жалко "фланец", к которому крепится сборка ПС СУЗ?
Эту операцию выполняю "посуху" для экономи времени? - не тратиться на заполнение.
И как примерно они "светят" в разных местах в зале, если он так называется?

СПАСИБО за подробные ОТВЕТЫ.

1. ТВЭГи появились в ТВСА но мы то в СХОЯТ ещё долго грузили ТВС-М.
У нас басейны были забиты этим добром.
СВП работают в а.з. а ПС СУЗ висят над ней.
Конечно ПС СУЗ светят меньше и высверливать их приятнее.
2. Траверсу не жалко точно, поскольку она то же отправляется на ХТРО.
Почему так делали не знаю но если бы их не разобрали на запчасти то
сейчас можно было бы вставить в ТВС которые идут в схоят.

Как правило программа предусматривает замеры при перестановке первого ПС СУЗ и по результатам замеров принятие решения о заполнении или перестановке "посуху".
Светит не смертельно поэтому при мне не заполняли.
Да мы и шахту внутрикорпусную переставляем "посуху" что нам какой то ПС СУЗ.

Автор: anarxi 28.12.2011, 1:39

Получается топливо выгорает неравномерно во всём загруженном объёме? Больше в центре или на переферии?и с чем это связанно.?А как снижается концентрация бора?Просто разбавлением водой?И куда лишняя вода девается?Просто выливается или где то хранится?

Автор: nakos 28.12.2011, 6:00

Цитата(ВОВИЩЕ @ 26.12.2011, 21:17) *
Сильно зависит от КГО (контроль герметичности оболочек)
делаем/не делаем а если делаем то для всего топлива или нет.
Обычно около 3-х недель сама перегрузка топлива а средний ремонт 48-55 суток.
Хотя наш средний планировали на 86 суток но это с заменой стелажей БВ.
Опять же два или три контейнера на СХОЯТ отправляем. Если три то дольше.

то есть вы 10 месяцев работаете и 2 стоите?

Автор: ВОВИЩЕ 28.12.2011, 9:00

QUOTE(anarxi @ 28.12.2011, 1:39) *
Получается топливо выгорает неравномерно во всём загруженном объёме?
Больше в центре или на переферии?и с чем это связанно.?А как снижается концентрация бора?
Просто разбавлением водой?И куда лишняя вода девается?Просто выливается или где то хранится?

Свежее топливо загружается в основном на периферию и по мере выгорания переставляется ближе к центру.
Горит лучше в центре, там утечка меньще. Есть некоторое количество ТВС четвёртого года которые
стоят на периферии но горят они там слабенько (Kq=0,3-0,4).

Вода упаривается и возврашается на блок в виде 16-тиграмового раствора борной кислоты и "чистого конденсата".

Автор: ВОВИЩЕ 28.12.2011, 9:04

QUOTE(nakos @ 28.12.2011, 6:00) *
то есть вы 10 месяцев работаете и 2 стоите?

Быстрее чем за 43 суток средний ремонт с перегрузкой топлива пока не получается.
Есть ещё капитальные ремонты (один раз в четыре года)
с полной выгрузкой и контролем корпуса реактора (около 3-х месяцев).

Автор: Nut 28.12.2011, 10:58

QUOTE(nakos @ 28.12.2011, 6:00) *
то есть вы 10 месяцев работаете и 2 стоите?

Наоборот. РУ работает 10 мес. и 2 стоит. А персонал наоборот.

Автор: Tony 28.12.2011, 12:55

Цитата(Nut @ 28.12.2011, 11:58) *
Наоборот. РУ работает 10 мес. и 2 стоит. А персонал наоборот.

М-м-м. Это получается персонал вместо РУ 2 мес в году электричество и пар вырабатывают? smile.gif

Извините, за офф. сестра плохо зафиксировала.

Автор: www 29.12.2011, 23:16

QUOTE(anarxi @ 28.12.2011, 1:39) *
Получается топливо выгорает неравномерно во всём загруженном объёме? Больше в центре или на переферии?и с чем это связанно.?А как снижается концентрация бора?Просто разбавлением водой?И куда лишняя вода девается?Просто выливается или где то хранится?

Anarxi, вы так скоро на ВИУРа экзамен сможете сдать... laugh.gif

Неравномерность на самом деле возникает не только из-за того что в центре или на периферии (хотя это само собой, как обьяснили вам из Запорожской), но еше из-за так называемого отрицательного температурного эффекта.
Говоря языком чайника - обратные связи в реакторе сделаны так, что когда температура возрастает, деление ядер уменьшается. Логика надеюсь вам понятна, что если реактор начнет неконтролируемо разгонятся (растет мошность и температура), то он сам себя погасит. Что характерно для легководников, этот коэффициент очень большой, то есть малейшее увеличение температуры - приведет к подавлению цепной реакции.

Теперь смотрите, на входе в реактор вода имеет температуру 290 град цельсия, на выходе из реактора 320. Из-за обратных связей, деление ядер внизу активной зоны (на входе) будет более интенсивнее чем на выходе (вверху).

Потому если на сечение (профиль) нейтронного потока в реакторе посмотреть, то он стремится быть больше внизу, как одногорбый верблюд, или чем то напоминает мужика в профиль с пивным брюшком laugh.gif

К концу кампании реактора, топливо в самом центре выгорит по максимуму, и получается дву-горбый верблюд, плюс еше внизу тоже топливо обеднеет. Но в связи с тем что наверху деление подавлялось из-за обратных связей, топливо там сохранится больше, то есть верхний горб будет стремится превалировать.

Это все условно конечно, не надо только думать что все это пушено на самотек, то есть топливо профилируется, чтобы оно выгорало максимально равномерно и энерговыделение было максимально равномерно.

Автор: anarxi 29.12.2011, 23:59

Цитата
К концу кампании реактора, топливо в самом центре выгорит по максимуму, и получается дву-горбый верблюд, плюс еше внизу тоже топливо обеднеет. Но в связи с тем что наверху деление подавлялось из-за обратных связей, топливо там сохранится больше, то есть верхний горб будет стремится превалировать.

Это все условно конечно, не надо только думать что все это пушено на самотек, то есть топливо профилируется, чтобы оно выгорало максимально равномерно и энерговыделение было максимально равномерно.
Спасибо за доступный ответ rolleyes.gif Вопрос:как топливо профилируется? Чисто теоретически,если трубку ТВЕЛа перевернуть верх тормашками ,будет эфект перестановки топлива huh.gif Хотя бы частично.

Автор: XBOCT 30.12.2011, 2:17

Цитата(www @ 29.12.2011, 23:16) *
Теперь смотрите, на входе в реактор вода имеет температуру 290 град цельсия, на выходе из реактора 320. Из-за обратных связей, деление ядер внизу активной зоны (на входе) будет более интенсивнее чем на выходе (вверху).


Раз есть желание отвечать, продолжаем задавать вопросы про чайники от чайников. wink.gif
По идее, там не только температура воды, но и ее плотность должна сильно меняться (особенно если на входе вода, на выходе булькающая газировка пароводяная смесь), может это тоже влияет?
А направление вытаскивания регулирующих стержней наверное тоже сказывается на неравномерности по высоте? В РБМК, кажется были и вводимые снизу (или это я с прямым углом перепутал?). А что больше влияет на неравномерность по высоте неполное вытаскиваение регулирующих стержней или температурная обратная связь?

Автор: www 30.12.2011, 5:35

Да, ес-но от плотности воды тоже будет эффект. Но LWRs, вкл ВВЭР - не кипяшие реакторы, то есть конечно на выходе будут пузырьки, но не так как на РБМК.

А изменение плотности воды играет большую роль в другом, скажем так более видимую невооруженным глазом.

Вот вам как то выше сказали, что когда запускают реактор, то оставляют одну группу ОР СУЗ в активной зоне, добы снизить концен бора.
Обьяснение этому следуюшее.

Вода 1 контура (дистиллат), скажем так теоретически имеет формулу Н2О, где атомы водорода, об которые ударяется нейтрон, играют оч важную роль. Так как они имеют прим такую же массу как нейтрон, то нейтрон ударившись об атом водорода, отдает макс энергию, и замедляется (не поглотившись паразитным образом на пути от рождения (быстрый) до пригодного чтобы делить Уран (тепловой энергии)).
Потому, при повышении температуры, расстояние между атомами (выражусь условно) увеличивается. Плотность воды при темп 25 град равно 1 кг/литр, а при 300 град 700 грам/литр.
То есть при повышении температуры воды (реактор начинает греть воду), сама вода имеет отриц эффект, то есть отриц обратная связь.
Однако, в воде же 1 контура растворен и бор - поглотитель. Но, при повышении температуры, из-за того же эффекта как и в воде, и из-за снижения плотности атомов бора, он (бор) будет давать положит контрибуцию.

Теперь, если контрибуция от воды скажем условно дельта Т с минусом, и величины Х, то контрибуция от бора дельта Т с плюсом, и величины Y.

Потому, при пуске реактора, когда вес бора очень велик (концентр большая), то и Y большой (Y > X), вот вам и получается положит эффект в целом, которого допустить нельзя (иначе при росте мошности реактора, он будет сам себя стимулировать и разгонятся).
Потому опускают одну группу стержней, тогда пусковая концен бора становится меньше, и соотв Y < Х, ну и тд.

Чес слово устал, очень это сложно, обьясять просто всю эту сложную терапию laugh.gif

Автор: AtomInfo.Ru 30.12.2011, 8:33

QUOTE(XBOCT @ 30.12.2011, 3:17) *
о идее, там не только температура воды, но и ее плотность должна сильно меняться (особенно если на входе вода, на выходе булькающая газировка пароводяная смесь), может это тоже влияет?


Добавлю чуть-чуть цифр к сказанному www.

Да, немножко влияет даже в случае реакторов под давлением (ВВЭР, PWR), в которых нет кипения в активной зоне.

Для примера посчитал несколько цифр. При давлении 160 атмосфер и температуре 290C плотность воды получилась 0,75 г/см3, а при температуре 322C - 0,68 г/см3. Соответственно, коэффициент размножения (бесконечный) для таких плотностей оказался 1,37 и 1,35 (при обогащении 4,4%). Это довольно-таки много. Разница не катастрофическая smile.gif но достаточная для того, чтобы её обязательно учитывать в расчётах.

В реакторах с кипением в активной зоне эффект ещё более сильный.

Автор: AtomInfo.Ru 30.12.2011, 8:42

QUOTE(anarxi @ 30.12.2011, 0:59) *
Вопрос:как топливо профилируется?


Самый простой способ - перестановки топливных кассет (ТВС) по активной зоне во время ППР. Каждый раз считают различные перестановки и находят оптимальный вариант. Это профилирование по радиусу.

По высоте профилировать можно следующим образом. Твэлы по высоте набраны из топливных таблеток. Одинакового обогащения. Но если исходно собирать твэлы из таблеток с разным обогащением, то можно добиться большей равномерности выгорания. Такие варианты внедряются, но заводы-изготовители их не слишком любят. И нужно ещё понимать, что номенклатура обогащений не слишком велика, то есть, не так много будет вариантов таблеток с разными обогащениями.

Теоретически есть способ изготовления топлива, позволяющий менять обогащение по высоте любым произвольным образом - вибротопливо. Но метод даже ещё толком не изучен, не то что внедрён.

QUOTE(anarxi @ 30.12.2011, 0:59) *
Чисто теоретически,если трубку ТВЕЛа перевернуть верх тормашками ,будет эфект перестановки топлива huh.gif Хотя бы частично.


Будет. Но вскрывать кассету, чтобы перевернуть твэл, никто не станет.

Хотя опять же, если говорить о теории, похожие варианты рассматриваются для... реактора Билла Гейтса smile.gif Так что у Вас и у людей Гейтса мысли сходятся smile.gif

Автор: Pakman 30.12.2011, 9:14

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 30.12.2011, 9:42) *
И нужно ещё понимать, что номенклатура обогащений не слишком велика, то есть, не так много будет вариантов таблеток с разными обогащениями.

А если чередовать таблетки разного обогащения, например, одну через две и т.п?

Автор: AtomInfo.Ru 30.12.2011, 9:24

QUOTE(Pakman @ 30.12.2011, 10:14) *
А если чередовать таблетки разного обогащения, например, одну через две и т.п?


В принципе, наверное можно. Вопрос - что это даст? Второй вопрос - сколько запросит изготовитель за такие твэлы?

У нас будут материалы про топливо в следующем году. По аксиальному профилированию мы попытаемся получить как можно более подробную информацию.

Автор: Pakman 30.12.2011, 10:50

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 30.12.2011, 10:24) *
В принципе, наверное можно. Вопрос - что это даст?

Пожалуй, что ничего хорошего. Если в твэле две таблетки одна 2,8%, другая 4,4% будут находится рядом в одной точке нейтронного поля, то в одной будет выделятся в 2 раза больше тепловой энергии, чем в другой. Не айс.

Автор: mikle20 30.12.2011, 19:54

А почему на реакторах ВВЭР нельзя сделать перегрузку топлива на ходу, сделав пробки в крышке и установив машину РЗМ. Возможно придется от контаймента отказаться, но может я и ошибаюсь.

Автор: nakos 30.12.2011, 20:03

Цитата(mikle20 @ 30.12.2011, 20:54) *
А почему на реакторах ВВЭР нельзя сделать перегрузку топлива на ходу, сделав пробки в крышке и установив машину РЗМ. Возможно придется от контаймента отказаться, но может я и ошибаюсь.

там ТВСки вплотную сидят
на РБМК есть графмодератор, шаг 25 см, диаметр канала 88 мм

Автор: www 31.12.2011, 2:58

QUOTE(mikle20 @ 30.12.2011, 19:54) *
А почему на реакторах ВВЭР нельзя сделать перегрузку топлива на ходу, сделав пробки в крышке и установив машину РЗМ. Возможно придется от контаймента отказаться, но может я и ошибаюсь.

Mikle, если чуть добавить к сказанному Nakos, то что вы спрашиваете не так просто осушествить в жизни. Теоретически, наверное можно задаться целью и сделать перегружаемой LWR, но стоимость, трудозатраты, научные исследования, испытания нового оборудаования, "перестройка" нейтронной физики самого типа реактора и тд будет просто нецелесообразно.
Да и выигрыша это даст не так сушественно.

Есть другие причины, которые регламентируют длительность работы оборудования, из-за которых придется через какое то время все равно останавливать реактор. Например, перегрузка реактора Кандю делается на ходу, тем не менее, планово-предупредительные ремонты с остановом реактора делается раз в 2 или 3 года. Скажем так, какого то огромного выигрыша нет...

Автор: anarxi 2.1.2012, 11:41

Цитата(mikle20 @ 30.12.2011, 18:54) *
А почему на реакторах ВВЭР нельзя сделать перегрузку топлива на ходу, сделав пробки в крышке и установив машину РЗМ. Возможно придется от контаймента отказаться, но может я и ошибаюсь.

Там же давление 160 атмосфер,какие пробки в крышке.?

Автор: anarxi 2.1.2012, 12:06

Цитата
При давлении 160 атмосфер и температуре 290C плотность воды получилась 0,75 г/см3, а при температуре 322C - 0,68 г/см3.
Но это всё вода?Тогда при Т 322 С она занимает больший объём,чем при 290С ? в связи с разной плотностью?

Автор: инженер_Гарин 2.1.2012, 14:16

(anarxi @ 2.1.2012, 12:06) *
Но это всё вода?Тогда при Т 322 С она занимает больший объём,чем при 290С ? в связи с разной плотностью?


Вы угадали, для этого имеется компенсатор давления, он же - компенсатор объёма

Автор: anarxi 2.1.2012, 15:59

Цитата(инженер_Гарин @ 2.1.2012, 13:16) *
Вы угадали, для этого имеется компенсатор давления, он же - компенсатор объёма

Чуйка была cool.gif Я вот ,что думаю,если на Фукусе в 1блоке компенсатора давления небыло, априори,то с повышением температуры в корпусе реактора,плотность воды уменьшается,следовательно ,в объёмном соотношении её уровень неменяется,а может даже возростает и датчики показывают уровень выше топливных кассет,но эффективность их охлаждения меньше,в связи с повышенной температурой и меньшей плотностью теплоносителя.Может такое быть?

Автор: MVS 14.1.2012, 19:31

Уважаемые эксперты.

Разъясните, пожалуйста, вопрос о поглощении нейтронов легкой и тяжелой водой.

Что в легкой воде поглощает нейтроны - ядро кислорода? И почему этот процесс так слабо выражен в тяжелой воде?
Насколько важен процесс самораспада нейтронов в воде?

Речь идет о реакторах.

Автор: инженер_Гарин 14.1.2012, 23:46

(MVS @ 14.1.2012, 19:31) *
Уважаемые эксперты.

Разъясните, пожалуйста, вопрос о поглощении нейтронов легкой и тяжелой водой.

Что в легкой воде поглощает нейтроны - ядро кислорода? И почему этот процесс так слабо выражен в тяжелой воде?
Насколько важен процесс самораспада нейтронов в воде?

Речь идет о реакторах.


Вода нейтроны не поглощает, а замедляет, в основном, на атомах водорода, как наиболее легких. Простой пример мячик хорошо отскакивает от асфальта, практически не теряя скорость при отскоке, а если подложить подушку - отскока не происходит т.е. мячик зпмедляется. Ну далее вы сами додумаете

Автор: MVS 15.1.2012, 2:09

Цитата(инженер_Гарин @ 14.1.2012, 23:46) *
Вода нейтроны не поглощает, а замедляет, в основном, на атомах водорода, как наиболее легких. Простой пример мячик хорошо отскакивает от асфальта, практически не теряя скорость при отскоке, а если подложить подушку - отскока не происходит т.е. мячик зпмедляется. Ну далее вы сами додумаете


Спасибо. Другими словами, нейтроны в реакторе нагревают воду. Насколько велик их вклад в тепловую мощность в легководном реакторе?

Автор: www 15.1.2012, 2:44

Из-за применения тяжелой воды, физика реактора претерпевает огромные изменения.

Если коротко, обычная легкая вода содержит два Н-1 и кислород. Про кислород пока забудем, там другие реакции.
В ядре Водорода есть протон, но нет нетрона, потому он (водород) ловит (некоторую долю конечно) нейтроны.

В тяжелой воде - дейтериум, а ядро дейтериума уже содержит протон и нейтрон, потому он как бы уже обогашен и не поглошает нейтрон.

Самым лучшим замедлителем нейтронов является - легкая вода, ибо масса протона и нейтрона практ-ки одинакова, потому, при соударении, нейтрон отдает половину своей энергии, потому буквально за несколько соударений из быстрого преврашается в тепловой нейторон. Тем самым избегая возможности паразитного поглошения или утечки из реактора.

Но... как мы отметили, в реакторах на легкой воде, есть потеря нейтронов из за поглошения на ядрах водорода, потому требуется дополнительный ядерный материал - обогашенный уран.

Теперь, в тяжелой воде, потеря нейтронов за счет поглошения будет практически равна нулю, потому нейтроны "живут" долго. В ядерн физике есть такой термин - называется "moderating power". Это отношение сечения рассеивания к сечению поглошения. Дык вот, в тяжелой воде - этот коэфф в тысячу раз больше чем в легкой, потому так экономятся нейтроны, и не требуется обогашения урана.


Автор: MVS 15.1.2012, 3:00

Цитата(www @ 15.1.2012, 2:44) *
Из-за применения тяжелой воды, физика реактора претерпевает огромные изменения.

Если коротко, обычная легкая вода содержит два Н-1 и кислород. Про кислород пока забудем, там другие реакции.
В ядре Водорода есть протон, но нет нетрона, потому он (водород) ловит (некоторую долю конечно) нейтроны.

В тяжелой воде - дейтериум, а ядро дейтериума уже содержит протон и нейтрон, потому он как бы уже обогашен и не поглошает нейтрон.

Самым лучшим замедлителем нейтронов является - легкая вода, ибо масса протона и нейтрона практ-ки одинакова, потому, при соударении, нейтрон отдает половину своей энергии, потому буквально за несколько соударений из быстрого преврашается в тепловой нейторон. Тем самым избегая возможности паразитного поглошения или утечки из реактора.

Но... как мы отметили, в реакторах на легкой воде, есть потеря нейтронов из за поглошения на ядрах водорода, потому требуется дополнительный ядерный материал - обогашенный уран.

Теперь, в тяжелой воде, потеря нейтронов за счет поглошения будет практически равна нулю, потому нейтроны "живут" долго. В ядерн физике есть такой термин - называется "moderating power". Это отношение сечения рассеивания к сечению поглошения. Дык вот, в тяжелой воде - этот коэфф в тысячу раз больше чем в легкой, потому так экономятся нейтроны, и не требуется обогашения урана.


Спасибо. Значит легкая вода "слегка" поглощает нейтроны и в легководном реакторе есть процесс образования тяжелой (или полутяжелой) воды? А насколько этот процесс силен в процессе эксплуатации реактора?

Автор: www 15.1.2012, 3:25

Буквально проценты, не такой сушественный вклад с точи зрения образования тяжелой воды.

На физику этот процесс практически не влияет.

В тяжеловодниках, доля тяжелой воды ~ > 99%.

Автор: VBVB 15.1.2012, 18:25

Цитата(www @ 15.1.2012, 4:25) *
В тяжеловодниках, доля тяжелой воды ~ > 99%.

В описаниях своих PHWR индусы писали, что при доле примесей в D2O более 1.8% на природном уране их реактор практически не запускается. Также они отмечали, что для использования смешанного уран-ториевого топлива на основе низкообогащеннго урана (около 1.2% по урану-235) для нормальной работы реактора степень чистоты тяжелой воды должна достигать 99.7-99.8%.

Автор: Dozik 15.1.2012, 20:34

QUOTE(www @ 15.1.2012, 3:44) *
Если коротко, обычная легкая вода содержит два Н-1 и кислород. Про кислород пока забудем, там другие реакции.
В ядре Водорода есть протон, но нет нетрона, потому он (водород) ловит (некоторую долю конечно) нейтроны.

Как то вы странно трактуете... Что значит "ловит"?
QUOTE
В тяжелой воде - дейтериум, а ядро дейтериума уже содержит протон и нейтрон, потому он как бы уже обогашен и не поглошает нейтрон.

"Все страньше и страньше" (Алиса). В действительности, дейтериум поглощает нейтрон, правда сечение реакции не большое, с образованием трития.
QUOTE
Самым лучшим замедлителем нейтронов является - легкая вода, ибо масса протона и нейтрона практ-ки одинакова, потому, при соударении, нейтрон отдает половину своей энергии, потому буквально за несколько соударений из быстрого преврашается в тепловой нейторон. Тем самым избегая возможности паразитного поглошения или утечки из реактора.

Пока единственная верная фраза из поста. rolleyes.gif

QUOTE
Но... как мы отметили, в реакторах на легкой воде, есть потеря нейтронов из за поглошения на ядрах водорода, потому требуется дополнительный ядерный материал - обогашенный уран.

Явно дикий гуглоперевод с чудовищным смыслом. "Дополнительный" к чему?


Автор: www 15.1.2012, 22:41

Спасибо за комменты biggrin.gif

Проблемой атомной отрасли, как раз является не техническое несовершенство технологии, а наше с вами, г-н Дозик унмичание при обшении с публикой. Мы такие образованные и умные, что нас никто и никогда не понимает.
Рассказать языком nuclear engineering мы все могем, а вот так, чтобы как модератор (см пост # 2 этого топика, где сравнение с кошками) - не каждый может.
Я вообше на эту тему имею немножечко др мнение, но, это off topic.


PS: гуглем не пользуюсь, так... естественная деградация родного языка за ~ 20 лет angry.gif

Автор: www 15.1.2012, 23:06

QUOTE(VBVB @ 15.1.2012, 18:25) *
В описаниях своих PHWR индусы писали, что при доле примесей в D2O более 1.8% на природном уране их реактор практически не запускается. Также они отмечали, что для использования смешанного уран-ториевого топлива на основе низкообогащеннго урана (около 1.2% по урану-235) для нормальной работы реактора степень чистоты тяжелой воды должна достигать 99.7-99.8%.


Сов правильно. Этим свойством тяжелой воды пользуются к примеру в реакторе КАНДЮ.

Замедлитель (тяж вода, которая находится под атмосферным давлением, и омывает топливные каналы снаружи) имеет оч высокую чистоту, а теплоноситель (тяжелая вода, омываюшая топливные стержни, и находяшаяся под давлением 12 атмосфер), специально сделан lower quality, то есть там меньше чистого дейтериума.

Когда происходит разрыв трубопорвода под давлением (внутри реактора), то тяжелая вода 1 контура под давлением вытесняет замедлитель высокой чистоты, и помогает безопасно заглушить реактор естественным способом.

Автор: Dozik 16.1.2012, 21:36

QUOTE(www @ 15.1.2012, 23:41) *
PS: гуглем не пользуюсь, так... естественная деградация родного языка за ~ 20 лет angry.gif

Если перефразировать Брюса Виллиса: Я пользуюсь "русским", "матерным русским" и "техническим русским". При описании технических вопросов желательно использовать последний. Гугль использует первый.
Я не увидел, что у вас пункт приписки - Канада. Возможно это объясняет "кривой русский"... Но если вы хотите что-то объяснить в атомной/ядерной физике, постарайтесь использовать общепринятые термины.
Экзампл, переведите на "технический русский", плиз:
- "В ядре Водорода есть протон, но нет нетрона, потому он (водород) ловит (некоторую долю конечно) нейтроны."
- "В тяжелой воде - дейтериум, а ядро дейтериума уже содержит протон и нейтрон, потому он как бы уже обогашен и не поглошает нейтрон."

Автор: VBVB 16.1.2012, 22:10

Цитата(www @ 16.1.2012, 0:06) *
Замедлитель (тяж вода, которая находится под атмосферным давлением, и омывает топливные каналы снаружи) имеет оч высокую чистоту, а теплоноситель (тяжелая вода, омываюшая топливные стержни, и находяшаяся под давлением 12 атмосфер), специально сделан lower quality, то есть там меньше чистого дейтериума.

Про это довелось читать кратко. Но к сожалению не было подробностей насколько отличается по составу/чистоте тяжеловодный модератор и теплоноситель. Интересно какова разница в чистоте?
Ряд исследовательских реакторов использует подход когда замедлитель тяжелая вода, а теплоноситель легкая вода. В связи с этим вопрос - может ли CANDU быть запущен на тяжеловодном замедлителе, но легководном теплоносителе например на слабообогащенном уране с 1.2-1.3% по урану-235?

Автор: AtomInfo.Ru 16.1.2012, 23:13

QUOTE(Dozik @ 16.1.2012, 22:36) *
Я не увидел, что у вас пункт приписки - Канада. Возможно это объясняет "кривой русский"...


Dozik,

мягше надо быть к людям smile.gif

Предыдущий пункт приписки уважаемого www я знаю. Нормальный пункт. Нашенский smile.gif

Автор: barvi7 16.1.2012, 23:24

QUOTE(Dozik @ 16.1.2012, 21:36) *
Но если вы хотите что-то объяснить в атомной/ядерной физике, постарайтесь использовать общепринятые термины.
Экзампл, переведите на "технический русский", плиз:
- "В ядре Водорода есть протон, но нет нетрона, потому он (водород) ловит (некоторую долю конечно) нейтроны."
- "В тяжелой воде - дейтериум, а ядро дейтериума уже содержит протон и нейтрон, потому он как бы уже обогашен и не поглошает нейтрон."


Название ветки - "Для Чайников"
Думаю на уровне "физических" аналогий понятно о чем речь. С поправкой на язык и опечатки все доступно.

Если объяснить чуть сложнее например,
наиболее сильные парные нуклонные связи в ядре (см.энергию связи "парных" ядер, 4Не - наприимер).
Ядро водорода имеет только один нуклон - протон,
а ядро дейтерия имеет пару нуклонов - проток и нейтрон
В том числе и поэтому (и не только) практически во всем диапазоне энергий "налетающего" нейтрона сечения поглощения водородного "замедлителя" на порядки больше, чем для дейтериевого. О чем и была речь в "оригинале".
Все в природе стремиться к энергетически более выгодному состоянию.


Может быть так лучше, dry.gif но думаю не для всех настоящих "чайников" - т.к появляются "новые понятия" сечения, энергия нейтрона и т.д., для которых нужно еще пару абзацев.

Давай, Канада . . .вперед, поддерживаю. rolleyes.gif

Автор: VBVB 16.1.2012, 23:35

Цитата(инженер_Гарин @ 26.12.2011, 14:18) *
Для ВВЭРов советского дизайна только один тип имеет устройство, аналогичное Фукусиме, это В-213 (ВВЭР-440). Назначение - принять и сконденсировать пар, образующийся при разрыве главного циркуляционного трубопровода (максимальная проектная авария), тем самым, защитить герметичную оболочку от разрушения из-за чрезмерного возростания давления. При нормальной эксплуатации - находится и поддерживается в готовности, как система безопасности.

А почему на последующих версиях ВВЭР от аналога тора-конденсатора избавились?
Заменили какой-то лучшей идеей?

Автор: anarxi 17.1.2012, 2:01

Цитата
В том числе и поэтому (и не только)
Вообще жесть. tongue.gif tongue.gif tongue.gif

Автор: Alexll 17.1.2012, 2:22

Цитата(barvi7 @ 16.1.2012, 23:24) *
Название ветки - "Для Чайников"
Думаю на уровне "физических" аналогий понятно о чем речь. С поправкой на язык и опечатки все доступно.

Если объяснить чуть сложнее например,
наиболее сильные парные нуклонные связи в ядре (см.энергию связи "парных" ядер, 4Не - наприимер).
Ядро водорода имеет только один нуклон - протон,
а ядро дейтерия имеет пару нуклонов - проток и нейтрон
В том числе и поэтому (и не только) практически во всем диапазоне энергий "налетающего" нейтрона сечения поглощения водородного "замедлителя" на порядки больше, чем для дейтериевого. О чем и была речь в "оригинале".
Все в природе стремиться к энергетически более выгодному состоянию.


Может быть так лучше, dry.gif но думаю не для всех настоящих "чайников" - т.к появляются "новые понятия" сечения, энергия нейтрона и т.д., для которых нужно еще пару абзацев.

Давай, Канада . . .вперед, поддерживаю. rolleyes.gif


Хм... "Бой в Крыму, всё в дыму, нихрена не видно..." blink.gif Я не чайник, а вообще - древний русский самовар tongue.gif

Автор: www 17.1.2012, 5:57

QUOTE(VBVB @ 16.1.2012, 22:10) *
Про это довелось читать кратко. Но к сожалению не было подробностей насколько отличается по составу/чистоте тяжеловодный модератор и теплоноситель. Интересно какова разница в чистоте?
Ряд исследовательских реакторов использует подход когда замедлитель тяжелая вода, а теплоноситель легкая вода. В связи с этим вопрос - может ли CANDU быть запущен на тяжеловодном замедлителе, но легководном теплоносителе например на слабообогащенном уране с 1.2-1.3% по урану-235?


Изотопная чистота оличается немного, но достаточно чтобы погасить цепную реакцию. При нормальной работе этот негативный вклад от теплоносителя незначителен, ибо если взять cross section канала, то там плошадь занимаемая тяжелой водой с более низким изотопным составом - незначительна.

Ваш 2 вопрос - это реактор ACR-1000. Был создан гибрид, обьем тяжелой воды был минимизирован, и как один из факторов, снижена себестоимость (не только за счет тяж воды конечно).
ACR-1000 это идея - 1000 долларов за 1 ГВт*час, или 1 доллар за Мегават (мошность самой установки ~ 1200 MWt).
До железа проект не дошел... гуси в голове у политиков живут независимо от местопроживания самих политиков...

Автор: AtomInfo.Ru 17.1.2012, 12:03

www,

раз уж Вы на этой ветке ловитесь - с круглой датой Вас! smile.gif

Автор: barvi7 17.1.2012, 12:39

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 17.1.2012, 12:03) *
www,

раз уж Вы на этой ветке ловитесь - с круглой датой Вас! smile.gif

Да, попался. rolleyes.gif
Поздравляю.
У нас бы уже пошли на "вредный" отдых, а как у Вас?

Автор: barvi7 17.1.2012, 12:50

QUOTE(anarxi @ 17.1.2012, 2:01) *
Вообще жесть. tongue.gif tongue.gif tongue.gif


Смотрим и объясняем для "чайников" на школьном языке,
почему такие отличия в микросечениях поглощения в тепловой области для "реакторных" изотопов
Обращаем внимание на четный - нечетный изотоп.

элемент - - изотоп - - барн

H -- 1 - - 0,33
- - - 2 - - 0,00055

He- - 3 - - 5333
- - - 4 - - 0

O - - 16 - - 0,0002
- - - 17 - - 0,0006
- - - 18 - - 0,00015

Xe - 131 - - 90
- - - 132 - -0,4
- - - 134 - - 3
- - - 135 - - 3000000
- - - 136 - - 8

U - - 233 - - 575
- - - 234 - - 100
- - - 235 - - 585
- - - 236 - - 5,5

Это "правило" практически для всех Элементов dry.gif "интересных".

Автор: Dozik 17.1.2012, 21:55

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 17.1.2012, 0:13) *
Dozik,

мягше надо быть к людям smile.gif

Предыдущий пункт приписки уважаемого www я знаю. Нормальный пункт. Нашенский smile.gif

Сорри, конечно. У меня и в мыслях не было "наезжать" на уважаемого WWW. Если так получилось, то я искренне извиняюсь перед ним. Просто баланс между "доступностью объяснения" и "научностью", довольно сложен. Сам постоянно с этим сталкиваюсь. Нужен какой-то компромисс. Достаточно ли, что спрашивающий удовлетворен ответом или как...?

Автор: barvi7 18.1.2012, 16:13

QUOTE(инженер_Гарин @ 21.12.2011, 23:10) *
Добавлю два слова. Деление в основном, для получения тепла, идёт на тепловых нейтронах, а измерение мощности на быстрых, которые специально для этого замедляют уже вне реактора

Выше www приводил в пример кошечек из поста №2 этой ветки, что должно подходить для "АЭС - для "чайников".
А рядом были эти два слова.
Можно добавить, что "измерение" мощности на мощности rolleyes.gif ведется и на Детекторах Прямой Зарядки (ДПЗ), которые "пашут" (генерируют ток), в основном, на тепловых нейтронах.
Ну это как и два слова относится к тепловым реакторам, которые не просто делают тепло, а делают тепло на тепловых нейтронах, в основном.
В быстрых реакторах, что-то по-другому.

Автор: www 19.1.2012, 6:41

Ух, хорошо заглянул... Спасибо всем огромное за поздравления.
Вредный отдых конечно состоялся wink.gif , но все за рулем, шибко не разгуляешся biggrin.gif

Ув. Dozik, мои извинения взаимно, моя реплика тоже была эмоциональна.

IMHO, чтобы дать ответ запрашиваюшему человеку, нужно знать уровень его подготовленности, что в анонимных форумах, практически невозможно. Можно только догадываться, что если ув. Anarxi открыл ветку с названием АЭС для чайников, то скорее всего он пришел на форум... после того как Фукушима накрылась, и скорее всего до этого, он этим не интересовался. Логически можно сделать вывод, что он имеет только уровень обшей подготовки в школе/универе, без акцента на ядерную физику, ну и тд.

Когда я увидел его первый пост, моя первая мысль была, предложить ув. Anarxi сначала курс - Физика яд реактора для чайников, а уж потом, продолжая танцевать от печки, идти дальше и углубляться и расширятся в другие сферы АЭС.

Ведь многие не могут понать и охватить - почему после остановки реактора, эта зараза еше теплится и не останавливается. Многие чайники думают, что мы, энергетики, что то не додумали и не смогли остановить реактор... Ну и тд и тп.

Автор: barvi7 19.1.2012, 20:33

QUOTE(www @ 19.1.2012, 6:41) *
Ух, хорошо заглянул... Спасибо всем огромное за поздравления.
Вредный отдых конечно состоялся wink.gif , но все за рулем, шибко не разгуляешся biggrin.gif


За рулем - это хорошо.
Но под "вредным" отдыхом - имелось ввиду возможность уйти на пенсию (в полтинник) со стажем работы в ОВ условиях (особо вредные - ИИИ) 10 лет.
Не знаю как сейчас - попадают ли оперативники в эту категорию (наверно не все).?
В Канаде - тем более не знаю - поэтому и вопрос. rolleyes.gif
Конечно с поправкой на "понятие" пенсия в Канаде.

Автор: Pakman 20.1.2012, 1:14

QUOTE(www @ 19.1.2012, 7:41) *
Многие чайники думают, что мы, энергетики, что то не додумали и не смогли остановить реактор... Ну и тд и тп.

За чайника можно и в рог схлопотать. А насчёт реактора - так вы его через два раза на третий остановить не можете, отсюда все эти дебильные отговорки, что мол после остановки он ещё три года работает. А всё - что бы бабаки из населения повытянуть. Сами только на 5% знаете как эта чертовщина устроена, а из-за вас вся 10-километровая зона под богом ходит кажний день.

Автор: anarxi 20.1.2012, 11:31

www

Цитата
что если ув. Anarxi открыл ветку с названием АЭС для чайников
Ветку открыл инженер Гарин
Цитата
то скорее всего он пришел на форум... после того как Фукушима накрылась, и скорее всего до этого, он этим не интересовался
Да мега реалити шоу.Интерес стал проявлятся, когда они всё никак немогли подать электричество. я долго работал электриком ремонтником
Цитата
Ведь многие не могут понать и охватить - почему после остановки реактора, эта зараза еше теплится и не останавливается. Многие чайники думают, что мы, энергетики, что то не додумали и не смогли остановить реактор... Ну и тд и тп.
Большинству просто не интересно это всё железо.А вот с 1 категорией это уже посерьёзней будет.
Цитата
почему после остановки реактора, эта зараза еше теплится и не останавливается
можно обратится к древнегреческим мифам-Вы просто запускаете Пандор машину rolleyes.gif А на Фуксе и в Чернобыле и много ещё где ларец Пандоры, открыли.

Автор: XBOCT 21.1.2012, 0:29

А можно вопрос не про АЭС, но про реактор и про любимый лунный трактор.
Как я понял реакторы не любят резких колебаний мощности. Быстрое снижение мощности чревато отравлением; быстрое поднятие мощности - попаданием в разгон на мгновенных нейтронах (прошу поправить, если не прав). А как с этим борются на реакторах для лодок? У них наверное есть потребность в быстрой смене мощности?

Автор: инженер_Гарин 21.1.2012, 10:45

(XBOCT @ 21.1.2012, 0:29) *
А можно вопрос не про АЭС, но про реактор и про любимый лунный трактор.
Как я понял реакторы не любят резких колебаний мощности. Быстрое снижение мощности чревато отравлением; быстрое поднятие мощности - попаданием в разгон на мгновенных нейтронах (прошу поправить, если не прав). А как с этим борются на реакторах для лодок? У них наверное есть потребность в быстрой смене мощности?


Отвечу частично, ибо на лодках не ходил. АЭС проектно предполагается использовать в базовых режимах несения нагрузки и отравление и разгон здесь не определяющие. Исключение разгона на мгновенных нейтронах заложено, через ограничение скорости перемещения органов регулирования СУЗ. Отравление процесс достаточно медленный и компенсируемый. Маневренный режим, скорее, ограничивается прочностными и теплотехническими предельными состояниями самого топлива (ТВС) и основного оборудования. По лодачным реакторам, по наслышке, знаю, что у них значительно меньше габариты и выше обогащение топлива, а значит и совершенно другие ограничения

Автор: AtomInfo.Ru 21.1.2012, 11:50

XBOCT,

лодочные реакторы - не реакторы на тепловых нейтронах. Больших проблем с отравлением и т.п. при изменении мощностью у них не будет.

Автор: aquin 21.1.2012, 14:39

эммм... т.е как не на тепловых? Даже всякие там ОК-650? Я думал в СССР было два направления лодочных РУ: "тепловые" ВВР и "быстрые", с жидкометаллическим теплоносителем. Я ошибался?
(про лодочные реакторы вообще ничего не знамо, поэтому уточняю)

Автор: XBOCT 21.1.2012, 15:14

Цитата(AtomInfo.Ru @ 21.1.2012, 11:50) *
не реакторы на тепловых нейтронах. Больших проблем с отравлением и т.п. при изменении мощностью у них не будет.


То есть эта красота
Цитата(barvi7)
поглощения в тепловой области
Xe - 131 - - 90
- - - 135 - - 3000000

U - - 233 - - 575
- - - 235 - - 585

не работает. Спасибо, понятно.

Автор: ole 21.1.2012, 17:41

Про лодки тож стало интересно. Много раз на них ходил, правда к аппаратам отношения не имел. "Стандартная" мощность - 2х15%, в считанные минуты поднимали 2х100 и так же быстро снижали обратно. Видимо аппараты сконструированы именно под такую смену режимов?

Автор: barvi7 21.1.2012, 20:20

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 21.1.2012, 11:50) *
XBOCT,

лодочные реакторы - не реакторы на тепловых нейтронах. Больших проблем с отравлением и т.п. при изменении мощностью у них не будет.


На Западе большинство (все ~ 98%) судовых реакторов - водо-водяные.
В США, например, после аварии в середине 50-х на быстром реакторе в ПЛАРБ (Подводные Лодки с Атомными Ракетами на Борту) применяются только водо-водяные технологии, т.е. на тепловых нейтронах.
Борьба с отравлением за счет обогащения - есть проекты от 7 % - до очень много.

С другой стороны океана быстрые технологии представлены более широко, но и у нас тепловые реакторы впереди, думаю, что намного.
По крайней мере, намного более половины всех "списанных" ПЛАРБ - с водо-водяными реакторами.
Ледоколы (может и все спущенные на воду и уже "списанные") с ВВР.
Перспективные ледоколы будут на БН (РИТМ-200), а может уже и есть.
Может аналогично и с ПЛАРБ России.
Могут быть уточнения.

По мощности и скорости ее изменения.
Даже на энергетических реакторах набросы мощности разрешены в регламенте (до 20 %).
Реально разрешено 1% в мин - после 50 % (для разогрева топлива).
Наблюдаемые 1% и больше в сек.
Для судового реактора все "лучше" и быстрее.
Не думаю, что для ПЛАРБ важно разогнаться до 100 за 3,6 сек, как для гоночных авто.


Автор: сергей 21.1.2012, 22:07

QUOTE(barvi7 @ 21.1.2012, 20:20) *
На Западе большинство (все ~ 98%) судовых реакторов - водо-водяные.
В США, например, после аварии в середине 50-х на быстром реакторе в ПЛАРБ (Подводные Лодки с Атомными Ракетами на Борту) применяются только водо-водяные технологии, т.е. на тепловых нейтронах.
Борьба с отравлением за счет обогащения - есть проекты от 7 % - до очень много.

С другой стороны океана быстрые технологии представлены более широко, но и у нас тепловые реакторы впереди, думаю, что намного.
По крайней мере, намного более половины всех "списанных" ПЛАРБ - с водо-водяными реакторами.
Ледоколы (может и все спущенные на воду и уже "списанные") с ВВР.
Перспективные ледоколы будут на БН (РИТМ-200), а может уже и есть.
Может аналогично и с ПЛАРБ России.
Могут быть уточнения.

По мощности и скорости ее изменения.
Даже на энергетических реакторах набросы мощности разрешены в регламенте (до 20 %).
Реально разрешено 1% в мин - после 50 % (для разогрева топлива).
Наблюдаемые 1% и больше в сек.
Для судового реактора все "лучше" и быстрее.
Не думаю, что для ПЛАРБ важно разогнаться до 100 за 3,6 сек, как для гоночных авто.

Для энергетических реакторов (по крайней мере для ВВЭР1000)-Вы не правы.
"Наброс мощности" - в регламенте действительно декларируется ,но ограничен 10% от номинальной.
Помимо "линейки" допустимых скоростей,важно помнить и диапазон и предшествующее состояние (предысторию).
Вспомнить и необходимую (иногда) выдержку на 75-85%,да и скорости ,типа 10% в час.
Наброс - скорее понятие "философское",так как четкого определения этого термина в документации нет.Скорее всего речь идет о задекларированном "ограничителе",о котором надо помнить при эксплуатации топлива и в случае возникновения каких то чп в энергосистеме.

Автор: barvi7 22.1.2012, 0:06

QUOTE(сергей @ 21.1.2012, 22:07) *
Для энергетических реакторов (по крайней мере для ВВЭР1000)-Вы не правы.
"Наброс мощности" - в регламенте действительно декларируется ,но ограничен 10% от номинальной.
Помимо "линейки" допустимых скоростей,важно помнить и диапазон и предшествующее состояние (предысторию).
Вспомнить и необходимую (иногда) выдержку на 75-85%,да и скорости ,типа 10% в час.
Наброс - скорее понятие "философское",так как четкого определения этого термина в документации нет.Скорее всего речь идет о задекларированном "ограничителе",о котором надо помнить при эксплуатации топлива и в случае возникновения каких то чп в энергосистеме.

Вам, конечно, из больницы виднее.
Думаю, что больницы могут и отличаться.
Вот под руками один из томов ОАБ "Пределы и условия безопасной эксплуатации" одной из больничек с Х-1000.
Плановое повышение мощности
3%/мин до 45 % Nном,
1%/мин до 75-85 % Nном, выдержка до 3 час
1%/мин до 100 % Nном

С "набросом" согласен, что это "философское" понятие без самого понятия.
Хотя в том же томе (правда уже про электрическую нагрузку)
наброс до 20 % до 45 % Nном
наброс до 10 % до 100 % Nном (однократно за 3 часа)

В "Реальности" после УПЗ (в ветке ТВС-II это уже обсуждали) скорость увеличения нейтронной мощности более 1 %/сек и это проектный режим.
А судовые реакторы создавались под "военные задачи" - и там скорость увеличения мощности - разумно необходимая - как минимум.


Автор: anarxi 22.1.2012, 0:37

barvi7

Цитата
Не думаю, что для ПЛАРБ важно разогнаться до 100 за 3,6 сек, как для гоночных авто.
Да уж с учетом большого количества типов реакторов можно и F1 организовать. Ядерные боезаряды не участвуют : ohmy.gif

Автор: Smith 22.1.2012, 10:23

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

Автор: AtomInfo.Ru 22.1.2012, 13:58

QUOTE(barvi7 @ 21.1.2012, 21:20) *
На Западе большинство (все ~ 98%) судовых реакторов - водо-водяные...
Борьба с отравлением за счет обогащения - есть проекты от 7 % - до очень много.


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.

Автор: AtomInfo.Ru 22.1.2012, 14:18

QUOTE(ole @ 21.1.2012, 18:41) *
Про лодки тож стало интересно. Много раз на них ходил, правда к аппаратам отношения не имел. "Стандартная" мощность - 2х15%, в считанные минуты поднимали 2х100 и так же быстро снижали обратно. Видимо аппараты сконструированы именно под такую смену режимов?


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 smile.gif

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 smile.gif непосредственно их не считал и могу ошибаться в выводах.

Автор: ole 22.1.2012, 15:50

Цитата(AtomInfo.Ru @ 22.1.2012, 14:18) *
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 smile.gif

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 smile.gif 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

Автор: XBOCT 22.1.2012, 17:23

Цитата(barvi7 @ 22.1.2012, 0:06) *
В "Реальности" после УПЗ (в ветке ТВС-II это уже обсуждали) скорость увеличения нейтронной мощности более 1 %/сек и это проектный режим.

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

Автор: XBOCT 22.1.2012, 17:52

Цитата(AtomInfo.Ru @ 22.1.2012, 14:18) *
Физика не запрещает реактору менять свою мощность хоть от 100% до 0% за миллисекунду.


Ну это, про нейтронную мощность, понятно. С тепловой мощностью, видимо другая физика таки запрещает так делать smile.gif 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.

Автор: barvi7 22.1.2012, 18:04

QUOTE(XBOCT @ 22.1.2012, 17:23) *
А % это от чего? От номинала, или, от текущей мощности (которая, скажем 15% от номинала)? Или 15% от номинала не бывает?

Обычно, по умолчанию, указывается от номинала.

Автор: barvi7 22.1.2012, 18:06

QUOTE(ole @ 22.1.2012, 15:50) *
мож цифру 36% уберем? Вроде не совсем открытая информация? Впрочем, я наверное отстал от жизни. На Ваше усмотрение, разумеется

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.

Автор: barvi7 22.1.2012, 18:08

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 22.1.2012, 14:18) *
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 smile.gif


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

Автор: barvi7 22.1.2012, 18:16

QUOTE(XBOCT @ 22.1.2012, 17:52) *
Ну это, про нейтронную мощность, понятно. С тепловой мощностью, видимо другая физика таки запрещает так делать smile.gif "

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.


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.

Автор: AtomInfo.Ru 22.1.2012, 18:31

QUOTE(ole @ 22.1.2012, 16:50) *
мож цифру 36% уберем? Вроде не совсем открытая информация? Впрочем, я наверное отстал от жизни. На Ваше усмотрение, разумеется


Открытая.

Закрытую я б не стал писать smile.gif

Автор: AtomInfo.Ru 22.1.2012, 18:32

QUOTE(barvi7 @ 22.1.2012, 19:08) *
Что-то надо поменять или ниже МКУ, или переопределить, что такое МКУ.


Упрёк принимается smile.gif

Исправить на "малые уровни" smile.gif

Автор: инженер_Гарин 22.1.2012, 19:45

(XBOCT @ 22.1.2012, 17:52) *
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.


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

Автор: сергей 22.1.2012, 20:20

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

Автор: VBVB 23.1.2012, 1:26

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?

Автор: VBVB 23.1.2012, 2:32

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.

Автор: pappadeux 23.1.2012, 3:59

QUOTE(VBVB @ 22.1.2012, 18:26) *
Предыдущий реактор S8G для ПЛАРБ "Огайо" был с эпитепловым нейтронным спектром с натриевым теплоносителем



с натриевым ли?

пишут про воду

Автор: armadillo 23.1.2012, 8:29

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

Автор: ole 23.1.2012, 10:06

Цитата(armadillo @ 23.1.2012, 8:29) *
На нимитцах - 25 лет без перегруза, на новых фордах будет 50.

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

Автор: armadillo 23.1.2012, 14:10

вики дает ссылку сюда:
http://www.defenseindustrydaily.com/design-preparations-continue-for-the-usas-new-cvn21-supercarrier-01494/

Автор: ole 24.1.2012, 7:37

Цитата(armadillo @ 23.1.2012, 14:10) *
вики дает ссылку сюда:
http://www.defenseindustrydaily.com/design-preparations-continue-for-the-usas-new-cvn21-supercarrier-01494/

про Форд не знаю, но вот неплохая книга "Nuclear marine propulsion" дает конкретно по Нимицу 23 года срок службы (life span)

Автор: armadillo 24.1.2012, 8:29

там ссылка на карл винстон. Который Нимитц, но далеко не первый.
http://www.defenseindustrydaily.com/cvn-70-carl-vinsons-midlife-rcoh-refueling-maintenance-01554/

Цитата
During an American Nimitz Class carrier’s 50 year life span, it has 4 Drydocking Planned Incremental Availabilities and 12 Planned incremental availabilities. It has only one Refueling and Complex OverHaul, however, which is the most significant overhaul the ship receives during its 50-year life span. After nearly 25 years of service, the USA’s current nuclear aircraft carriers must undergo a 3-year maintenance period to refuel their nuclear reactors, upgrade and modernize combat and communication systems, and overhaul the ship’s hull, mechanical and electrical systems.

Автор: СМБ 27.1.2012, 14:34

Уважаемые коллеги, кто может поделится такими документами, как:ВРЕМЕННЫЕ НОРМЫ РАСЧЕТА НА ПРОЧНОСТЬ ВНУТРИКОРПУСНЫХ УСТРОЙСТВ ВВЭР". ГКАЭ СССР 1989 И ВРЕМЕННЫЕ НОРМЫ РАСЧЕТА НА ПРОЧНОСТЬ ЭЛЕМЕНТОВ СИСТЕМЫ УПРАВЛЕНИЯ И ЗАЩИТЫ ВОДО-ВОДЯНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ РЕАКТОРОВ. ГКАЭ СССР 1989. нУ ОЧЕНЬ НУЖНО. сПАСИБО.Отправьте на эл.адрес: sofiia777@gmail.com

Автор: lz2gj 15.2.2012, 22:54

Привет!

На двух энергоблоков ВВЭР-1000 АЭС "Козлодуй" в эксплуатацию турбины
K-1000-60/1500-2, производства ОАО "Турбоатом" - Харьков.

Я хочу узнать о сезонных изменениях в КПД турбины, поскольку она напрямую связана с температурой охлаждающей воды в конденсаторах.

Я не могу найти, но я видел, таблица или график зависимости КПД от температуры охлаждающей воды в конденсаторах. Я думаю, что зависимость является практически одинаковым для всех мощных турбин такого типа.

Пожалуйста, если вы можете помочь мне, как я могу найти информацию.
Я буду рад читать на форуме вашего компетентного мнения.

Автор: eNeR 17.2.2012, 7:33

"Чайникам" наверняка будет интересно... biggrin.gif
http://news.ngs.ru/more/332577/

Автор: Sinus 18.2.2012, 4:08

Поясните пожалуйста чайнику.
Ну вот собрали в Новосибе ТВЭЛ, уложили его в контейнер, повезли на станцию.....
Почему готовый ТВЭЛ не нагревается? и почему начинает нагреваться в реакторе?

ps глубокого объяснения на уровне ядерной физики не надо.
Как пример:
работа ТЭЦ, есть газ, есть воздух, газ и воздух смешивается и поджигается "спичкой", температура регулируется подачей газа. както так.

Автор: VBVB 18.2.2012, 4:49

QUOTE(Sinus @ 18.2.2012, 5:08) *
Поясните пожалуйста чайнику.
Ну вот собрали в Новосибе ТВЭЛ, уложили его в контейнер, повезли на станцию.....
Почему готовый ТВЭЛ не нагревается? и почему начинает нагреваться в реакторе?

ps глубокого объяснения на уровне ядерной физики не надо.

Ну если совсем просто, то как-то так.
Количество урана-235 содержащегося и в одном твэле и в одной ТВС недостаточно для достижения критмассы даже в водном замедлителе (если случайно в бак с водой уронят wink.gif ). Энергия выделяющаяся при самопроизвольном распаде урана в твэле на основе 4-5% урана-235 очень малая, чтобы чтобы его нагреть на какие-то ощутимые величины. Металлический высогообогащенный оружейный уран нагревается по этой причине довольно слабо, а плутоний оружейный за счет повышенной интенсивности распада его изотопов уже теплый на ощупь.
Привезенные твэлы на АЭС устанавливают в реактор в заранее просчитанную геометрию решетки, что в соотвествии с заведомо большой критмассой (при загрузке например ВВЭР-1000 в активной зоне почти 2.9-3.1 тонны урана-235 4-4.5% обогащения находится) и водным отражателем-замедлителем позволяет добится условий самоподдерживающейся цепной реакции деления ядер урана-235. При загрузке необходимого количества топлива его заведомо избыточная критмасса приводит к избыточной реактивности в реакторе, которая гасится как растворенным в воде нейтронным поглотителем - борной кислотой, так и выгорающими поглотителями-нейтронными ядами типа оксида эрбия и также механически за счет вхождения в активную зону нейтрон-поглощающих стержней из карбида бора. Далее начинается игра - слегка понижают концентрацию боратов и/или поглощающие стержни постепенно выводят из активной зоны, так и достигают режима устойчивого деления ядер урана-235. Реактивность постоянно контролируют, не позволяя особо возрастать и падать. Как только пошла контролируемая реакция деления твэл начинает усиленно разогреваться. Температура поверхности твэла при контролируемых условиях теплопереноса может доходить до 700-750С, а ядра таблеток в твэле до 1900-2000С. Вода забирает тепло с поверхности твэла и далее во второй контур идет и/или на турбину.
По мере выгорания урана-235 в топливе эрбиевые поглотители тоже выгорают, превращаясь в изотопы с меньшими величинами нейтронного захвата и потеря реактивности за счет уменьшения урана-235 и снижения сответствующего потока нейтронов деления таким образом компенсируется. Также в ходе работы реактора с ростом выгорания топлива специально постепенно понижают концентрацию боратов, чтобы контролировать реактивность, достаточную для протекания реакции деления ядер урана-235. Постепенно топливо выгорает до такого уровня, что за счет накопления нейтронных ядов в виде продуктов деления и за счет уменьшения общей массы урана-235 в реакторе условия необходимые для самоподдерживающейся цепной реакции деления уже не соблюдаются. Т.е. избыточный коэффициент размножения нейтронов становится меньше единицы и реактор глохнет. Следовательно пора менять отработанное топливо на новое.

Автор: Sinus 18.2.2012, 5:46

Огромное Вам спасибо. Теперь понял.
С меня стакан красного))))

Автор: Sinus 18.2.2012, 8:46

Уточнение (самопроверка):
"Спичкой" является правильное распложение\кол-во ТВЕЛов, правильно?

Автор: Zlobniy Shurik 18.2.2012, 8:53

Цитата(Sinus @ 18.2.2012, 12:46) *
Уточнение (самопроверка):
"Спичкой" является правильное распложение\кол-во ТВЕЛов, правильно?


И еще их достаточно большое количество.

Автор: Sinus 18.2.2012, 9:54

Цитата
И еще их достаточно большое количество.

Это в метрах или Герцах? wink.gif

Автор: ole 18.2.2012, 12:55

а можно еще спросить? Вот эрбий выгорает, а бор? Он же вроде в литий превращается, захватив нейтрон? И по идее в СУЗ весь бор должен быстро исчезнуть . Как же стержни работают долго?

Автор: AtomInfo.Ru 18.2.2012, 15:02

QUOTE(ole @ 18.2.2012, 13:55) *
И по идее в СУЗ весь бор должен быстро исчезнуть .


Нет. Его довольно много.

Число атомов в см3 - 22-ая степень. Поток нейтронов (в см2 в секунду) -13-ая степень. Макросечение поглощения на боре-10 - как считать, но допустим, 2-ая степень (в см).
Далее, 22-(13+2)=7. То есть, нужно 10^7 секунд, чтобы выбить полностью первый кубический сантиметр бора. Или примерно один год (все расчёты здесь качественные).

Для интереса добавлю, что бор будет "обгорать" по поверхности. Поверхностный слой бора-10 будет блокировать и не пускать нейтроны внутрь стержня.

Проблема бора не в его "быстром исчезновении", а в продукте реакции поглощения на боре-10. В ней образуется, кроме лития, ещё и альфа-частица (гелий), т.е. газ. Пухнуть будут стержни при пребывании в реакторе. И этот вопрос соответствующим образом должен решаться при проектировании.


Автор: ole 18.2.2012, 15:27

Спасибо!

Автор: nakos 18.2.2012, 15:49

Какова в среднем активность воды ВТОРОГО контура ВВЭР?
Каков предел безопасной экспы?

Автор: XBOCT 19.2.2012, 3:55

Цитата(AtomInfo.Ru @ 18.2.2012, 15:02) *
Число атомов в см3 - 22-ая степень. Поток нейтронов (в см2 в секунду) -13-ая степень. Макросечение поглощения на боре-10 - как считать, но допустим, 2-ая степень (в см).
Далее, 22-(13+2)=7. То есть, нужно 10^7 секунд, чтобы выбить полностью первый кубический сантиметр бора. Или примерно один год (все расчёты здесь качественные).


Ээээ.... макросечение разве уже не учитывает плотность? Или другими словами, разве сочетание макросечения и размера стержня не достаточно, чтобы считать, что почти все что все нейтроны, которые падают на стержень там и остаются? А если так, то в дальнейшем расчете сечение как-бы и не должно участвовать... То есть получается, что нужно 10^9сек (30лет), чтобы полностью раздолбать первый сантиметр толщины слоя бора указанной его концетрации (10^22атомов/см3)
Наверное более наглядно, соотнести количество поделившихся атомов урана, выход нейтронов из них и то, куда и в каких пропорциях эти нейтроны израсходовались. Тогда и будет понятно, насколько должно хватать поглотителей.

Цитата
Для интереса добавлю, что бор будет "обгорать" по поверхности. Поверхностный слой бора-10 будет блокировать и не пускать нейтроны внутрь стержня.

Ну вот... значит сама величина макросечения поглощения не важна (а влияет на глубину слоя который в процессе выгорания "прямо сейчас").


Автор: VBVB 19.2.2012, 4:10

QUOTE(eNeR @ 17.2.2012, 8:33) *
"Чайникам" наверняка будет интересно... biggrin.gif

А что товарищ на картинке так усиленно в коробке с топливными таблетками рассматривает?
Это действительно такой визуальный контроль качества таблеток или просто обычная постановочная фотография для СМИ?
Всегда думал, что для отбраковки таблеток используют автоматизированные средства контроля.

Автор: Zlobniy Shurik 19.2.2012, 19:27

Цитата(Sinus @ 18.2.2012, 13:54) *
Это в метрах или Герцах? wink.gif


В штуках smile.gif

Одна сборка - не фурычит. Две сборки на правильном расстоянии тоже не пашут. А вот начиная с N правильно расположенных сборок уже заметен какой-то эффект. Я это примерно так понимаю.

Автор: AtomInfo.Ru 19.2.2012, 19:39

QUOTE(XBOCT @ 19.2.2012, 4:55) *
Ээээ.... макросечение разве уже не учитывает плотность?


Число реакций в единицу времени в единице объёма есть произведение макросечения на поток.

Т.е., перемножив макросечение на поток, мы получим, сколько ядер вещества у нас выбивается в см^3 за секунду. В нашем примере - это 15-ая степень получится.

А далее я просто предложил не писать дифуры, а тупо сравнить smile.gif - сколько у нас всего есть ядер в см^3 с тем, сколько мы выбиваем нейтронным потоком за секунду. Первый показатель - это 22-ая степень, второй - 15-ая. Поделив одно на другое, получим, что полное уничтожение бора в стержне, постоянно (!) пребывающего под действием нейтронного потока, возможно за времена, сравнимые с годом.

P.S.
Для качественного ответа, по-моему, достаточно. Для корректного нужно решить дифур. На самом деле, это не проблема, потому что дифур простой и тупой. Но для этого нужно правильно посчитать микросечение поглощения бора-10, входящее в состав макросечения, а это уже потребует привлечения кода. Уважаемый Barvi7 может это сделать, наверное.

Автор: XBOCT 19.2.2012, 20:19

Цитата(AtomInfo.Ru @ 19.2.2012, 19:39) *
Т.е., перемножив макросечение на поток, мы получим, сколько ядер вещества у нас выбивается в см^3 за секунду. В нашем примере - это 15-ая степень получится.


Я может неправильно понимаю... Но по-моему макросечение достаточно большое, чтобы поглотился ВЕСЬ падающий поток. Если-бы сечение было еще на насколько порядков больше, то число поглощений больше бы не стало, потому что нет новых нейтронов. Вот если поток "прошибает" слой насквозь (и поглощается только незначительная часть потока), тогда да, на сечение нужно умножать.

Или там все-же в "прошибает насквозь" ? Конментарий "обгорает наружный слой" как-бы говорит, что не прошибает.

Автор: AtomInfo.Ru 19.2.2012, 20:52

QUOTE(XBOCT @ 19.2.2012, 21:19) *
Я может неправильно понимаю... Но по-моему макросечение достаточно большое, чтобы поглотился ВЕСЬ падающий поток. Если-бы сечение было еще на насколько порядков больше, то число поглощений больше бы не стало, потому что нет новых нейтронов.


Сначала отвечу размерностями. Потом качественно.

Размерности.

Макросечение - 1/см.
Плотность потока нейтронов - 1/(см2*с).
Произведение макросечения на плотность потока нейтронов - 1/(см3*с).

То есть, у последней величины размерность - число_чего_то_там в единицу объёма в единицу времени. Конкретно, число реакций в единицу объёма в единицу времени.

Для этого макросечение и вводят, чтобы, перемножив его на поток, получить число реакций.

Автор: AtomInfo.Ru 19.2.2012, 21:01

Теперь качественно.

Микросечение - это всего-навсего поперечное сечение одного ядра.

Естественно, сечение не настоящее, "эффективное". Но величина вводилась именно исходя из этого.

Макросечение - это переход к нормальным величинам, к сантиметровой шкале измерений, т.к. проектанту и расчётчику работать со всякими там фемтосантиметрами жутко неудобно. У нас, в конце концов, не нанотехнологии smile.gif

Так вот, чтобы "поглотился ВЕСЬ падающий поток", микросечение должно раздуться до таких пределов, чтобы ядро коснулось соседнего ядра. Создать глухую стену из протонов и нейтронов (и куда-то вытеснить все электроны).

Такого не бывает. По крайней мере, в физике реакторов не бывает точно. В какой-нибудь нейтронной звезде - не знаю smile.gif

То есть, заблокировать полностью прохождение потока нейтронов через слой толщиной в одно ядро мы не сумеем никак. Между ядрами будут оставаться дырки, через которые нейтрон успешно будет проскакивать далее.

Насчёт обгорания имелось в виду, что поверхностные слои будут сгорать существенно быстрее, чем внутренние. Тем не менее, во внутренних слоях борного стержня нейтроны всё равно будут попадать (и выгорание бора-10 там будет происходить), хотя их будет в разы меньше, чем на поверхностных слоях.

Автор: XBOCT 19.2.2012, 21:28

Цитата(AtomInfo.Ru @ 19.2.2012, 21:01) *
То есть, заблокировать полностью прохождение потока нейтронов через слой толщиной в одно ядро мы не сумеем никак. Между ядрами будут оставаться дырки, через которые нейтрон успешно будет проскакивать далее.


Ну почему "никак" достаточно взять слой вещества потолще. И если в реакторе поток 10^13, то за стенками сколько? Почти ничего по сравнению с этими 10^13. На подсчет общего числа реакций в стенке оно влияет только в каком-то знаке после запятой.
И помог не только квадрат расстояния, но и толщина стенок.
И если в тонком слое прекрасно работает "общее число реакций" = поток * сечение * объем_вещества * время
То в тоооолстом слое "общее число реакций" = поток*площадь*время
Сечение тут влияет только на то, основное число реакций будет в первом метре слоя или в первом сантиметре. Исходя из предположения, что диаметр стержней сантиметры, а сечение вы дали "но допустим, 2-ая степень (в см)", получается, что стержень практически непрозрачен для потока, и считать нужно по "толстому" случаю.

Цитата
Насчёт обгорания имелось в виду, что поверхностные слои будут сгорать существенно быстрее, чем внутренние. Тем не менее, во внутренних слоях борного стержня нейтроны всё равно будут попадать (и выгорание бора-10 там будет происходить), хотя их будет в разы меньше, чем на поверхностных слоях.


Ну если только в разы (а не десятки-сотни раз), то и сечение должно быть "ну порядка радиуса стержня" (только в обратных сантиметрах).

Автор: сергей 19.2.2012, 21:46

Блинннн....
В чем беда подобных веток,-в том ,что не знаешь ,как ответить.Гладко -поверхностно,по мере того ,как "выросли" от вопроса -не получается.А "по буквам"(ренегад (с)),-может не получиться.Так как не знаешь уровень "вопрошавшего" (Жванецкий).Зачастую вопросы правильные,но не знаешь как отвечать.То ли методичку по расчетам сбросить,то ли 2-х томник Ландсбергиса,или лекции Феймана.
Может ,просто, что то сказать по сути и уйти от обоснования ответа?
Лишний раз "респект" -отцам -основателям форума....

Автор: AtomInfo.Ru 19.2.2012, 21:54

QUOTE(XBOCT @ 19.2.2012, 22:28) *
Ну почему "никак" достаточно взять слой вещества потолще. И если в реакторе поток 10^13, то за стенками сколько? Почти ничего по сравнению с этими 10^13. На подсчет общего числа реакций в стенке оно влияет только в каком-то знаке после запятой.


Топливо не стоит впритык к стенке корпуса. Фактически в любом проекте между последним рядом топлива и стенкой есть весьма приличное расстояние, заполненное теплоносителем и конструкционными материалами. В первую очередь, на этом отрезке и теряется поток.

Стенки корпуса от нейтронов, вообще-то, надо защищать. Иначе останемся без корпуса. smile.gif

QUOTE(XBOCT @ 19.2.2012, 22:28) *
И если в тонком слое прекрасно работает "общее число реакций" = поток * сечение * объем_вещества * время
То в тоооолстом слое "общее число реакций" = поток*площадь*время


В бесконечно толстом слое, разумеется, со временем все нейтроны так или иначе погибнут, кроме тех, кто отразится от него и вылетит обратно.

Но борные стержни, о которых шёл разговор, не бывают бесконечно толстыми. Или хотя бы просто очень толстыми smile.gif Смысла нет.

Автор: Dozik 19.2.2012, 22:33

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 19.2.2012, 21:52) *
Сначала отвечу размерностями. Потом качественно.

Размерности.

Макросечение - 1/см.
Плотность потока нейтронов - 1/(см2*с).

В некоторых книжках по нейтронной активации видел: размерность "макросечения" (сигма)- см2/г, вместо плотности потока - флюенс (н/см2). Плюс масса исходного вещества в граммах.

Автор: AtomInfo.Ru 19.2.2012, 22:44

QUOTE(Dozik @ 19.2.2012, 23:33) *
В некоторых книжках по нейтронной активации видел: размерность "макросечения" (сигма)- см2/г, вместо плотности потока - флюенс (н/см2). Плюс масса исходного вещества в граммах.


Дык у них и пробеги мерятся в г/см2, нет? smile.gif

А у нас в нейтронике пробег нейтрона измеряется в обычных сантиметрах. И единица поделить на макросечение как раз и получается пробег в см.

Автор: XBOCT 19.2.2012, 23:37

Цитата(AtomInfo.Ru @ 19.2.2012, 21:54) *
Но борные стержни, о которых шёл разговор, не бывают бесконечно толстыми. Или хотя бы просто очень толстыми smile.gif Смысла нет.

А какой у них вообще диаметр (в сантиметрах)?
Потому, что если из него можно вырезать кубик 1см*1см и облучать потоком 10^13нейтронов/(сек*см2), то никак не получим (после умножения на сечение 100/см) 10^15 реакций/сек. Максимум 10^13реакций/сек, не больше чем влетело нейтронов. Ну еще полпорядка, если облучать со всех сторон. Вот по-моему и получается, что для такой реакции кубик с такими параметрами "толстый", а не "тонкий".

ЗЫ Если чего все-же не понял, то так и будет. Больше с этим вопросом не достаю...

Автор: VBVB 19.2.2012, 23:56

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 18.2.2012, 16:02) *
Проблема бора не в его "быстром исчезновении", а в продукте реакции поглощения на боре-10. В ней образуется, кроме лития, ещё и альфа-частица (гелий), т.е. газ. Пухнуть будут стержни при пребывании в реакторе. И этот вопрос соответствующим образом должен решаться при проектировании.

А через какое время меняют стержни СУЗ в тех же ВВЭРах, если они подвержены такому сильному обгоранию?
А как решают этот вопрос с выгораниями стержней СУЗ в новых проектах лодочных реакторах, которые должны до 25-30 лет ходить без перезаправки?
Насколько понимаю, что для замены стержней СУЗ в лодочном реактора без разбора самой а.з. их (стержни) просто так не вытащить?

Автор: anarxi 20.2.2012, 2:17

Интересно, вот в урановых таблетках есть отверстия, для чего они?Только для удобства изготовления,засовывания в циркониевые трубки,либо у них отверстий более важное предназначение?
И сам порошок урановый,изготавливают ,обогащают тоже в Новосибирске?Ну и о центрифугах где порекомендуете почитать?

Автор: AtomInfo.Ru 20.2.2012, 8:54

QUOTE(anarxi @ 20.2.2012, 3:17) *
Интересно, вот в урановых таблетках есть отверстия, для чего они?


Это чисто русский прикол, насколько понимаю smile.gif У буржуев их нет.

Центральное отверстие - место сбора газообразных осколков деления внутри твэла (одно из мест; есть ещё зазор между топливной таблеткой и оболочкой твэла).

Кроме того, центральная дырка, если помню правильно, полезно сказывалась на графике температур по твэлу. По крайней мере, максимум получался не в центре твэла.

QUOTE(anarxi @ 20.2.2012, 3:17) *
И сам порошок урановый,изготавливают ,обогащают тоже в Новосибирске?


Новосибирск и Электросталь - место фабрикации топлива. То есть, производства твэлов и сборки кассет.

Обогащением и конверсией (переводом урана в различные химические соединения, в т.ч. UO2) занимаются предприятия двойного назначения - Ангарск, Зеленогорск, Северск, Новоуральск.

QUOTE(anarxi @ 20.2.2012, 3:17) *
Ну и о центрифугах где порекомендуете почитать?


В секретных архивах КГБ СССР, разумеется. Вообще-то, центрифуги новых поколений даже запрещается снимать рядом с предметом, размеры которого известны.

Есть учебник, но он очень теоретический, с формулами smile.gif
Из открытых материалов неплохое интервью получилось у Страны Росатом, благо, что бравший его человек - участник нашего форума smile.gif Герой интервью - собственно, один из российских разработчиков центрифуг.
http://atominfo.ru/news7/g0290.htm

Автор: AtomInfo.Ru 20.2.2012, 8:59

QUOTE(VBVB @ 20.2.2012, 0:56) *
А через какое время меняют стержни СУЗ в тех же ВВЭРах, если они подвержены такому сильному обгоранию?


Как ни странно, но отошлю к википедии. Как я понимаю, статьи про ВВЭР там писал человек, как-то связанный с отраслью. Редкий случай, но в википедии толковый материал на эту тему.

http://ru.wikipedia.org/wiki/ВВЭР-1000 - смотреть, начиная с "Рабочими органами СУЗ являются поглощающие стержни".

Автор: AtomInfo.Ru 20.2.2012, 9:03

QUOTE(XBOCT @ 20.2.2012, 0:37) *
А какой у них вообще диаметр (в сантиметрах)?


Такой же ответ. Посмотрите http://ru.wikipedia.org/wiki/ВВЭР-1000 про ВВЭР-1000 в википедии. Описано хорошо и правильно. Параграф "Система управления и защиты".

Автор: AtomInfo.Ru 20.2.2012, 9:22

XBOCT,

я взял учебник Батя по физике реакторов. Учебник, кстати, очень хороший. Собственно, нас по нему и учили. Рекомендую.

Давайте посмотрим ещё раз вместе, как вводятся понятия сечения и пр.

На тонкую мишень падает перпендикулярно поверхности поток нейтронов, имеющих одну и ту же скорость.
Плотность нейтронов в пучке - n, 1/см3.
Скорость нейтронов в пучке - v, см/с.

Ядро имеет площадь sigma - это и есть микросечение. Размерность - см2.

Нейтрон взаимодействует с ядром тогда, когда попадает в ядро. За одну секунду с ядром столкнутся те нейтроны, которые находятся в объёме v*sigma. Число таких нейтронов - n*v*sigma.
Общее число ядер в см3 (концентрацию) обозначим как N (размерность - 1/см3).

Таким образом, общее число нейтронов, провзаимодействовавших с ядрами в единице объёма за единицу времени (т.е., число реакций) получается как

R = n*v*sigma*N

Произведение n*v по ГОСТ 19849-71 называется плотностью потока нейтронов, или неформально часто называется поток нейтронов Ф. Размерность 1/(см2*с). Получаем:

R = Ф*sigma*N

А произведение sigma*N есть макросечение Sigma (размерность 1/см). Получаем:

R = Ф*Sigma

Вот искомая формула - число реакций есть произведение потока на макросечение.

В Ваших рассуждениях сбой может быть в том, что поток нейтронов - это не концентрация нейтронов. Нужно учитывать ещё их скорость.



Автор: XBOCT 20.2.2012, 13:32

Цитата(AtomInfo.Ru @ 20.2.2012, 9:22) *
Общее число ядер в см3 (концентрацию) обозначим как N (размерность - 1/см3).
В Ваших рассуждениях сбой может быть в том, что поток нейтронов - это не концентрация нейтронов. Нужно учитывать ещё их скорость.


Вы в исходном сообщении (с которого я к вам прицепился) дали значение: Поток нейтронов (в см2 в секунду) -13-ая степень. Ну и дальше считали как поток.

С формулами R = n*v*sigma*N или R = Ф*Sigma все понятно. Просто нельзя считать число взаимодействий ВО ВСЕМ ОБЪЕМЕ, как R*объем_объекта, если 1/Sigma существенно меньше линейного размера (на этом размере существенно падает поток).

Ага http://ru.wikipedia.org/wiki/ВВЭР-1000. То есть диаметр карбида-бора внутри еще меньше, но для "Макросечение поглощения на боре-10 - как считать, но допустим, 2-ая степень (в см)." все еще не попадает в область применимости формулы R*объем_объекта.

Автор: AtomInfo.Ru 20.2.2012, 14:40

QUOTE(XBOCT @ 20.2.2012, 14:32) *
Вы в исходном сообщении (с которого я к вам прицепился) дали значение: Поток нейтронов (в см2 в секунду) -13-ая степень. Ну и дальше считали как поток.


Да. Потому что в расчётах оперируют именно потоком. Точнее, плотностью потока нейтронов. Её ввели и далее работают только с этой величиной. Под неё написаны все основные уравнения расчёта реактора. И справочные данные дают также плотность потока нейтронов, а не их концентрации.

QUOTE(XBOCT @ 20.2.2012, 14:32) *
Ага http://ru.wikipedia.org/wiki/ВВЭР-1000. То есть диаметр карбида-бора внутри еще меньше, но для "Макросечение поглощения на боре-10 - как считать, но допустим, 2-ая степень (в см)." все еще не попадает в область применимости формулы R*объем_объекта.


Там не зря было "как считать". Если интересует порядок величин (годы или секунды), то можно было поступить просто. Взял табличное значение микросечения бора-10 в тепловой точке (у меня оно 3836 барн). Зная, что концентрации изотопов - это 22-ая степень, получим для макросечения 2-ую степень.
Для оценки сойдёт, в практическом расчёте так поступать нельзя, конечно.

QUOTE(XBOCT @ 20.2.2012, 14:32) *
С формулами R = n*v*sigma*N или R = Ф*Sigma все понятно. Просто нельзя считать число взаимодействий ВО ВСЕМ ОБЪЕМЕ, как R*объем_объекта, если 1/Sigma существенно меньше линейного размера (на этом размере существенно падает поток)...

Ага http://ru.wikipedia.org/wiki/ВВЭР-1000. То есть диаметр карбида-бора внутри еще меньше, но для "Макросечение поглощения на боре-10 - как считать, но допустим, 2-ая степень (в см)." все еще не попадает в область применимости формулы R*объем_объекта.


Вы подводите к приёму, который называется "блокировка сечений". В практике расчётов сечения зависят от состава среды, от окружающей среды и даже от размера объекта ("гетерогенная добавка"). На пальцах сиё посчитать тяжко, код нужен.

По размерам и применимости. Ещё один стандартный приём в расчётах - стержень-поглотитель бьётся на несколько расчётных зон по радиусу, в каждой зоне - свой набор сечений. По памяти, для борных стержней в ВВЭР-1000 эффект от этого невелик. А вот гадолиниевые стержни действительно надо считать именно, люди по 40 расчётных зон с разными сечениями вводили для одного стержня.

Автор: VBVB 20.2.2012, 22:42

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 20.2.2012, 9:59) *
Как ни странно, но отошлю к википедии. Как я понимаю, статьи про ВВЭР там писал человек, как-то связанный с отраслью. Редкий случай, но в википедии толковый материал на эту тему.

http://ru.wikipedia.org/wiki/ВВЭР-1000 - смотреть, начиная с "Рабочими органами СУЗ являются поглощающие стержни".

Спасибо. Действительно довольно подробно и понятно написано про многие интресующие вещи, прям как в учебнике для студентов. rolleyes.gif

Автор: www 21.2.2012, 3:43

QUOTE(VBVB @ 20.2.2012, 22:42) *
Спасибо. Действительно довольно подробно и понятно написано про многие интресующие вещи, прям как в учебнике для студентов. rolleyes.gif


Хорошая статья для любительского уровня.
Вот зачем было портить статью сравниванием с PWRs - не понятно. Представление у автора о PWRs - очень слабое, поверхностное, и отсталое. Все что им написано о PWRs - это уже несовременно, или давно все решено, или есть другие причины, из-за которых определенные проектные решения живут до сих пор.
Часть статьи про вертикальные ПГ - вообше biased... и вводит читателя просто в заблуждение.

Любой проект - это баланс преимушеств и недостатков. Нет на белом свете ничего идеального (кроме идеального газа laugh.gif ).

Автор: AtomInfo.Ru 21.2.2012, 8:52

QUOTE(www @ 21.2.2012, 4:43) *
Хорошая статья для любительского уровня.


Семён Семёныч, так и ветка называется "...для чайников" smile.gif

Статьи по ВВЭР в википедии получились вполне достойными для рекомендации к прочтению камрадам из других областей народного хозяйства. Если надо глубже, то тогда учебники, потом гидропрессовские книжки, а потом уже на работу устраиваться - и нам рассказывать на форуме, что новенького интересного появилось у ВВЭР smile.gif

Если б название ветки было другим, то я и отвечал бы по-другому, как-то так: "Не выноси мне мозг! У вас на Балаковке есть отличное пособие по физике реакторов для операторов, сам читал - половину не понял. Так что срочно беги к начальству и требуй от него экземпляра для углублённого осмысления". laugh.gif laugh.gif

Автор: VBVB 22.2.2012, 2:08

QUOTE(www @ 21.2.2012, 4:43) *
Любой проект - это баланс преимушеств и недостатков. Нет на белом свете ничего идеального (кроме идеального газа laugh.gif ).

Уважаемый www, как вы считаете, CANDU как энергетический реактор себя исчерпал? Или просто идея энергетического тяжеловодника нуждается в серьезной технической переработки древней идеи конверсионного реактора, коим по сути является CANDU?

Автор: www 22.2.2012, 2:30

Чувствую, опять не то сказал или непонятно высказался. Я хотел в принципе сказать тоже самое, что и ув Модератор.
Прошу прошения у уважаемой публики, если не правильно выразился.

Все правильно про ВВЭРы.
Но про PWRs, особливо про вертикальные ПГ, ВХР, и тд, скажем так - правильно только политически wink.gif , но не технически, и на самом деле вводит читателей в заблуждение.

Оно может правильно, когда надо показать, что "мы догнали и перегнали америку", но насколько показывает мой жизненный опыт, раз солгав публике, потом очень трудно вернуть кредибилити, даже если немного "неточностей" было сделано для пользы biggrin.gif . Потому, я и сказал, что про ВВЭР - этого действительно достаточно для любителя, но зря автор смешал с PWRs, особенно в части горизонтальных/вертикальных ПГ.

Если есть желание, можно найти результаты анализов ЕЦ с горизонтальными ПГ. У них очень низкий градиент и driving force, и соответственно, very low margin (close to cliff edge effect), потому они не лайсенсабле на западе у NRC или у др регуляторов. Не надо думать, что по другую сторону границы никто не задумывался о применении горизонтальных ПГ. Это не говорит о том, что горизонтальные ПГ хуже или лучше, это просто устоявшаяся культура, и чтобы убедить западного Регулятора о безопасности горизонтального ПГ - потребуется Н-ное кол-во лет и еше больше денег. И что самое непредсказуемое, то скорее всего Регулятор скажет - НЕТ, мы не согласны на снижение градиента ЕЦ, это вопрос безопасности, и все, вопрос закрыт (то есть деньги потрачены впустую), а экономия - мнимая.
Так же суждения о накоплении шлама на горизонтальной деск, фреттинг, выживаемость только за счет лучшего ВХР - скажем так, данные 40 - 50 летней давности.

Я хотел сказать, что вся эта "не совсем правильная информация" - просто аукнется потом, шквалом таких же вопросов (вы сказали - так, а это оказывается не так...) и упреков, при том, на этом же форуме, а не автору на Википедии.

Автор: www 22.2.2012, 2:58

QUOTE(VBVB @ 22.2.2012, 2:08) *
Уважаемый www, как вы считаете, CANDU как энергетический реактор себя исчерпал? Или просто идея энергетического тяжеловодника нуждается в серьезной технической переработки древней идеи конверсионного реактора, коим по сути является CANDU?


Чес слово, нелегкий вопрос. Наверное мы могли бы часами разговаривать на эту тему, а сказать коротко - ох не просто.

У CANDU если есть перспектива - то перспектива реактора имеюшего только определенную нишу на маркете.

В лоб соревноваться с легководными реакторами - не хватит ни преимушеств, ни людских сил... Да и сама Канада, пардон, 1/10 часть США, где людей взять и деньги, чтобы компетировать с такими гигантами как атомная индустрия США или бывшего СССР.

Хотя работа продолжается со всех сторон - усовершенствуются и легководники и тяжеловодники, но силы тут очевидно не равны... Причин много, если можно, то это отдельный разговор.

Автор: Pakman 22.2.2012, 21:51

QUOTE(www @ 22.2.2012, 3:30) *
Если есть желание, можно найти результаты анализов ЕЦ с горизонтальными ПГ. У них очень низкий градиент и driving force, и соответственно, very low margin (close to cliff edge effect), потому они не лайсенсабле на западе у NRC или у др регуляторов

А чо лишнее тепло в избыток драйвин форса переводить? Потери же. А Клифф эдьж, авось, не наступит - чай цэркуляцыя не опрокинецца.

Автор: pappadeux 22.2.2012, 22:13

QUOTE(www @ 21.2.2012, 19:30) *
Если есть желание, можно найти результаты анализов ЕЦ с горизонтальными ПГ. У них очень низкий градиент и driving force, и соответственно, very low margin (close to cliff edge effect), потому они не лайсенсабле на западе у NRC или у др регуляторов.


так лодочные ПГ они вроде все горизонтальные

QUOTE(www @ 21.2.2012, 19:30) *
Это не говорит о том, что горизонтальные ПГ хуже или лучше, это просто устоявшаяся культура, и чтобы убедить западного Регулятора о безопасности горизонтального ПГ - потребуется Н-ное кол-во лет и еше больше денег. И что самое непредсказуемое, то скорее всего Регулятор скажет - НЕТ, мы не согласны на снижение градиента ЕЦ, это вопрос безопасности, и все, вопрос закрыт (то есть деньги потрачены впустую), а экономия - мнимая.


?

1. Разве требования по градиенту не опубликованы? Т.е. можно заранее сказать, проходишь, или нет

2. Те ВВЭРы, которые сейчас работают в Европах (и 440е, и 1000ки) вполне проходят западных (евро) регуляторов по парогенераторам, иначе их бы совершенно безжалостно закрыли (как закрыли ранние 440е, РБМК, ...)

3. Аналогично, ВВЭР-1200 не допустили бы до конкурса в Чехии

QUOTE(www @ 21.2.2012, 19:30) *
Так же суждения о накоплении шлама на горизонтальной деск, фреттинг, выживаемость только за счет лучшего ВХР - скажем так, данные 40 - 50 летней давности.


фреттинг, наверно, да, решили, но горизонтальной деск он как бы в такой системе навсегда, и на нем всегда будет всякая хрень накапливаться

Автор: Pakman 22.2.2012, 22:18

QUOTE(pappadeux @ 22.2.2012, 23:13) *
фреттинг, наверно, да, решили, но горизонтальной деск он как бы в такой системе навсегда, и на нем всегда будет всякая хрень накапливаться

А они его тряпочкой протирают.

Автор: ole 23.2.2012, 11:39

А по лодочным СУЗ кто нибудь пояснит? Вопрос то интересный. Может там не бор а что то другое?

Автор: VBVB 23.2.2012, 15:06

QUOTE(ole @ 23.2.2012, 12:39) *
А по лодочным СУЗ кто нибудь пояснит? Вопрос то интересный. Может там не бор а что то другое?

Самому тоже интересно узнать как СУЗы в последнем поколении неперезаряжаемых лодочных реакторов выдерживают срок облучения в 25-28 лет?
Или их все таки как то меняют в ходе эксплуатации?
Читал что в исследовательских реакторах работавших на ВОУ использовались и сейчас иногда используются СУЗы на основе сплава Ag-In-Cd как долгоживущие. Может и в лодочных реакторах такие?

Автор: AtomInfo.Ru 23.2.2012, 16:34

Вариантов поглотителей не так много, как может показаться.

Бор (карбид бора) хорош тем, что для него налажено производство и есть возможности использовать обогащённый по B-10 материал. У него достаточно высокая плотность и теплопроводность. Проблема бора - распухание (образование гелия при поглощении нейтронов).

Кадмий не очень популярен, хотя и используется до сих пор в проектах. Например, http://atominfo.ru/news/air8447.htm.

Одно время очень перспективным считался оксид европия Eu2O3. Его предлагали для быстрых реакторов, в частности. Не пошёл. Не очень понимаю, почему, но не пошёл. Видимо, выявились какие-то недостатки.

Смотрели также рений, тантал, вольфрам. Гадолиний освоен относительно недавно и вряд ли использован в лодочных проектах.

Так что, выбирайте. Скорее всего, бор.

Автор: VBVB 24.2.2012, 15:21

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 23.2.2012, 17:34) *
Гадолиний освоен относительно недавно и вряд ли использован в лодочных проектах.

Встречались печатные упоминания, что в реакторах проекта "Вирджиния" ТВЭГи используются, чем типа и достигается сверхдлительный срок работы.

Автор: VBVB 25.2.2012, 7:31

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 23.2.2012, 17:34) *
Одно время очень перспективным считался оксид европия Eu2O3. Его предлагали для быстрых реакторов, в частности. Не пошёл. Не очень понимаю, почему, но не пошёл. Видимо, выявились какие-то недостатки.

Смотрели также рений, тантал, вольфрам. Гадолиний освоен относительно недавно и вряд ли использован в лодочных проектах.

Видел данные, что в американском проекте “Project Prometheus Reactor Module", который уж очень сильно опирается на технологии малоразмерных лодочных реакторов, в качестве выгорающего нейтронного поглотителя в твэлах обсуждалась композиция Eu2O3-Sm2O3-Gd2O3 (в порядке уменьшения доли компонентов). Почему такой сложный состав - х.з. Наверное, чтобы равномерность выгорания максимально сгладить на срок работы реактора в 15 лет. В качестве же материала СУЗов рассматривался сплав Re-W.
Так что возможно, что в новых проектах американских лодочных реакторов уже и не B4C используется.

Автор: AtomInfo.Ru 25.2.2012, 11:07

QUOTE(VBVB @ 25.2.2012, 8:31) *
Почему такой сложный состав - х.з.


Задача выгорающего поглотителя специфическая.

Идеальный выгорающий поглотитель (ВП) должен выгорать зеркально противоположно изменению запасов реактивности в реакторе. Так, чтобы реактивность реактора оставалась бы с выгоранием неизменной (нулевой) в течение всей кампании без помощи органов управления.

Допустим, на 7-ые сутки мы имеем запас реактивности (ЗР) в реакторе +0,15. Значит, идеальный ВП в этот момент должен иметь вес -0,15.
А, допустим, на 300-ые сутки имеем ЗР +0,02. Значит, идеальный ВП в этот момент должен иметь вес -0,02.
Ну и так далее.

Очевидно, что из одного материала ВП не сделать. Природа не подарила нам такого материала. Поэтому состав выгорающих поглотителей по естественным причинам будет усложняться по мере приближения к идеальному.

Автор: VBVB 3.3.2012, 7:35

Для интересующихся неспециалистов может быть интересным обзор существующих проектов и конструкций разных ядерных реакторов третьего поколения - как большой, так и малой мощности (размер файла-pdf 2.5 Mb). Много принципиальных схем и рисунков. smile.gif
http://www.nbuv.gov.ua/portal/natural/vkhnu/Jachp/lib/777_2(34)_07_p03-32.pdf

Автор: Login 4.3.2012, 13:26

Здравствуйте!
Интересует несколько вопросов касательно дозиметрии.
1)Дозиметрия для чайников
2)Воздействие радиации на электронику, электроника в горячих зонах...
3)Конструкция биологической защиты. Интересны не стандартные способы защиты - всякие полиэтилены, использование редкоземельных металлов, обедненного урана и тп. Особенности таких защит, их преимущества и недостатки.

Ряд учебников (введение в дозиметрию и пр) скачал, изучаю, но это или методички для студентов или узко специализированные материалы. Научно-популярного, что бы можно было получить общее (теоретическое) представление пока не нашел.
Буду благодарен за ответы или ссылки на материалы!

Автор: eNeR 19.4.2012, 10:42

Хе-хе...
Надыбалось

<<вокруг поел хомяк>>
«Наша компания родом из Обнинска — города, где атомная энергия знакома и привычна людям чуть ли не с детского сада, – объясняет «ПМ» научный руководитель НПП «Экоатомконверсия» Андрей Выхаданко. – И все понимают, что бояться ее совершенно не надо. Ведь по-настоящему страшна лишь неизвестная опасность. Поэтому мы и решили выпустить этот набор для школьников, который позволит им вдоволь поэкспериментировать и изучить принципы работы атомных реакторов, не подвергая себя и окружающих серьезному риску. Как известно, знания, полученные в детстве, самые прочные, так что выпуском этого набора мы надеемся значительно понизить вероятность повторения Чернобыля или Фукусимы в будущем».

http://www.popmech.ru/article/10763-atomnyiy-konstruktor/
(14+) — оттакот!

Автор: Dozik 21.4.2012, 11:39

QUOTE(Login @ 4.3.2012, 14:26) *
Здравствуйте!
Интересует несколько вопросов касательно дозиметрии.
1)Дозиметрия для чайников
2)Воздействие радиации на электронику, электроника в горячих зонах...
3)Конструкция биологической защиты. Интересны не стандартные способы защиты - всякие полиэтилены, использование редкоземельных металлов, обедненного урана и тп. Особенности таких защит, их преимущества и недостатки.

Ряд учебников (введение в дозиметрию и пр) скачал, изучаю, но это или методички для студентов или узко специализированные материалы. Научно-популярного, что бы можно было получить общее (теоретическое) представление пока не нашел.

Только увидел ваше сообщение. Как успехи и нужно ли что-нибудь советовать?
Для "чайников" - у меня есть пособие с Игналинской АЭС "Защита от радиации". Весит 25 Мбайт.
Чем не нравятся методички для студентов? Наверно проще вам сформулировать, зачем вам это нужно - будет проще посоветовать литературу.

Автор: armadillo 23.4.2012, 13:24

Зачем в свинец добавляют висмут? )

Автор: AtomInfo.Ru 23.4.2012, 13:27

QUOTE(armadillo @ 23.4.2012, 14:24) *
Зачем в свинец добавляют висмут? )


У свинца-висмута ниже температура плавления, чем у свинца. То есть, проблема поддержания теплоносителя в контуре в жидком состоянии при простое РУ становится менее острой.

Автор: armadillo 23.4.2012, 15:38

дорогой ценой.

Автор: AtomInfo.Ru 23.4.2012, 16:16

QUOTE(armadillo @ 23.4.2012, 16:38) *
дорогой ценой.


ТЖМТ-реакторы были для лодок. Известна позиция разработчиков (подчёркиваю - разработчиков, а не эксплуатации!), что моряки с поддержанием ТЖМТ-реакторов в рабочем состоянии не справились (была тонкость - проект не допускал даже однократного замерзания теплоносителя в I контуре).

То есть, если (по версии разработчиков) моряки не справлялись с подогревом контура всего лишь до 125C, то предлагать им греть до 400C было бы просто странно. Поэтому был свинец-висмут, а не свинец.

Автор: armadillo 23.4.2012, 16:31

а какие-нибудь посложнее, типа ферроцена, не прикидывали?

Автор: AtomInfo.Ru 23.4.2012, 16:37

QUOTE(armadillo @ 23.4.2012, 17:31) *
а какие-нибудь посложнее, типа ферроцена, не прикидывали?


Armadillo,

я не такой старый, чтобы ответить на Ваш вопрос smile.gif Выбирали в 50-ые годы.

У нас лежит на согласовании материал по ртутному теплоносителю. Когда он пройдёт (дойдёт до публикации), возьмёмся за ветеранов с просьбой рассказать, что ещё рассматривалось из тяжёлых металлов.

Автор: AtomInfo.Ru 23.4.2012, 16:40

QUOTE(armadillo @ 23.4.2012, 17:31) *
а какие-нибудь посложнее, типа ферроцена, не прикидывали?


Вот http://atominfo.ru/news/air4533.htm ответить может. Постараемся его спросить при случае, какие были альтернативные варианты тяжёлого теплоносителя.

Автор: armadillo 23.4.2012, 16:43

я надеялся, что идет постоянный поиск теплоносителей, а не Единственно Правильные Решения из 50-х годов.

Автор: AtomInfo.Ru 23.4.2012, 16:56

QUOTE(armadillo @ 23.4.2012, 17:43) *
я надеялся, что идет постоянный поиск теплоносителей, а не Единственно Правильные Решения из 50-х годов.


Идёт в какой-то мере и до сих пор.

Большинство простых вариантов перебрали в 50-ые. Их свойства с тех пор не изменились smile.gif

Из того, что предлагается в последние годы. Например, в ФЭИ делали эксперименты с материалом "натрий-свинец". В натрий добавляется некоторый процент свинца. Полученный состав сохраняет плюсы натрия, но при этом не горит.

Но дело в том, что это материал, а не теплоноситель. К нему нужно добавить технологии. В первую очередь, ПДК по примесям, технологии поддержания примесей на заданном уровне, технологии очистки и т.д. и т.п. Такая работа съест много ресурсов, и для неё нужна хорошая поддержка на уровне государств или крупных компаний.

В то же время есть точка зрения, что теплоносителей и так выбрано до фига, и необходимости в новых теплоносителях нет. В России вообще принято, согласно ФЦП, что ведутся разработки проектов с тремя известными теплоносителями (натрий, свинец, свинец-висмут), а потом в каком-то там году из них будет выбран один для крупномасштабной энергетики.

Автор: сергей 23.4.2012, 18:42

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 23.4.2012, 16:56) *
Идёт в какой-то мере и до сих пор.

Большинство простых вариантов перебрали в 50-ые. Их свойства с тех пор не изменились smile.gif

Из того, что предлагается в последние годы. Например, в ФЭИ делали эксперименты с материалом "натрий-свинец". В натрий добавляется некоторый процент свинца. Полученный состав сохраняет плюсы натрия, но при этом не горит.

Но дело в том, что это материал, а не теплоноситель. К нему нужно добавить технологии. В первую очередь, ПДК по примесям, технологии поддержания примесей на заданном уровне, технологии очистки и т.д. и т.п. Такая работа съест много ресурсов, и для неё нужна хорошая поддержка на уровне государств или крупных компаний.

В то же время есть точка зрения, что теплоносителей и так выбрано до фига, и необходимости в новых теплоносителях нет. В России вообще принято, согласно ФЦП, что ведутся разработки проектов с тремя известными теплоносителями (натрий, свинец, свинец-висмут), а потом в каком-то там году из них будет выбран один для крупномасштабной энергетики.

Можно еще напомнить. "Лучшее-враг хорошего".Если,"хорошее" ,с точки зрения обкатанности,технологий ,доступности и понятности,а также удобства эксплуатации (в данных рамках),-удовлетворяет ,то зачем (откуда) тратить деньги на "новое",и какова стоимость "нового"?

Автор: armadillo 24.4.2012, 10:21

натрий удовлетворяет?

Автор: сергей 24.4.2012, 20:32

Поздравляю!
Вам,удалось (чуть-чуть ) "провакативно" найти формулировку главного вопроса.Теперь сами подумайте ,кто и как должен на него ответить?
Допустим,что натрий ,при всех своих "минусах",достаточно изучен и технологии его получения и обращения с ним "обкатаны".О цене ,уже положенной в разработки и обоснования ,-не говорим.Сколько надо "положить" средств,для того чтобы предложить замену?Какой должна быть мотивация и при каких результатах?Какая должна быть перспектива у установок,которые потребуют "другого" теплоносителя?Кто будет являться источником финансирования?На какие идеи и решения ,поддержанные финансированием (внесением в программы и т.п.) -можно опираться?
Отсюда на Ваш вопрос может быть ответ: "Не удовлетворяет,менее ,чем другие..."
И,работы интересные есть,и проекты..Но,цена вопроса,чтобы довести их до ума и оценить?

Автор: AtomInfo.Ru 24.4.2012, 22:15

QUOTE(armadillo @ 24.4.2012, 11:21) *
натрий удовлетворяет?


В России целые институты друг на друга кидаются и ломают копия по данному вопросу. А Вы хотите, чтобы я на форуме дал точный ответ? smile.gif

У натрия есть горячие сторонники и не менее горячие противники. Тем не менее, он считается самым освоенным из всех теплоносителей для быстрых реакторов, и практически все страны, интересующиеся БР/ЗЯТЦ, начинают свои быстрые программы с него.

Автор: armadillo 25.4.2012, 14:14

То есть недостатки конкретного теплоносителя вторичны по сравнению с освоенностью оборудования по поддержанию его чистоты?

Автор: AtomInfo.Ru 25.4.2012, 14:45

QUOTE(armadillo @ 25.4.2012, 15:14) *
То есть недостатки конкретного теплоносителя вторичны по сравнению с освоенностью оборудования по поддержанию его чистоты?


"Поддержание чистоты" меня смущает. Не только она.

Например, нужны датчики-индикаторы течей, в т.ч. малых. Нужна технология парогенераторов/теплообменников. Нужны методики прогнозирования дефектов. Нужно уметь герметизировать оборудование I контура - те же насосы, например. Т.е., нужно иметь много чего, и я на полноту списка даже не претендую.

И это надо обкатать на практике - хотя бы на исследовательском реакторе, а лучше на энергоблоке, и не одном. И это стоит денег и человеко-лет.

А дальше надо сравнивать недостатки с вложениями в технологии. И в этот момент, естественно, возникают споры.

Автор: Татарин 26.4.2012, 2:26

Цитата(www @ 22.2.2012, 2:58) *
Хотя работа продолжается со всех сторон - усовершенствуются и легководники и тяжеловодники, но силы тут очевидно не равны... Причин много, если можно, то это отдельный разговор.

А почему в СССР не "пошли" тяжеловодники - ведь военные в итоге ушли в наработчиках от графита и принципиально технология была?
Почему не возникло "конверсионное" продолжение по типу РБМК?

Автор: AtomInfo.Ru 26.4.2012, 7:57

QUOTE(Татарин @ 26.4.2012, 3:26) *
А почему в СССР не "пошли" тяжеловодники - ведь военные в итоге ушли в наработчиках от графита и принципиально технология была?


Тяжёлую воду отдали для энергетического применения чехословакам. Как раз начиналось "соцразделение труда". Богунице-A1, 1972 год. Чехи со словаками крупно обделались, блок пришлось срочно закрывать, и они запросились присоединиться к нашей программе ВВЭР. Сторонников направления не осталось. Думаю, было так.

Автор: ole 26.4.2012, 8:27

А смысл в тяжеловодниках? Если выбирать - тяжеловодники на природном уране или создание индустрии обогащения - наверное есть о чем подумать. Но если индустрия обогащения уже есть - видимо вопрос отпадает

Автор: AtomInfo.Ru 26.4.2012, 8:39

QUOTE(ole @ 26.4.2012, 9:27) *
А смысл в тяжеловодниках?


И это тоже сказалось наверняка. У нас были канальные реакторы в дополнение к ВВЭР. То есть, комплекс вопросов, требовавших наличия перегрузки на ходу, покрывался за счёт РБМК. Тянуть ещё и третью линию тепловых реакторов, да ещё держа в уме натриевые реакторы, было бы нерационально.


Автор: AtomInfo.Ru 26.4.2012, 8:43

QUOTE(ole @ 26.4.2012, 9:27) *
Но если индустрия обогащения уже есть - видимо вопрос отпадает


Не совсем. Китайцы долго присматривались к CANDU, несмотря на своё обогащение, и даже пару блоков у себя построили. Вернее, позвали канадцев, чтобы те построили.

Там есть плюсы свои. Например, коэффициент конверсии у тяжёловодников достаточно высокий, т.е. плутоний лучше нарабатывается. В CANDU можно дожигать ОЯТ легководников. И так далее.

Просто зоопарк из реакторов содержать дорого. Даже Штаты смогли себе позволить только две технологии (PWR и BWR). Французы - одну (PWR), а на натрии они сломались. А у нас уже три (ВВЭР, РБМК и БН), и к ним добавлять четвёртую unsure.gif Нужны веские основания, а их, видимо, не было.

Автор: Татарин 26.4.2012, 17:46

Цитата(AtomInfo.Ru @ 26.4.2012, 8:43) *
Просто зоопарк из реакторов содержать дорого. Даже Штаты смогли себе позволить только две технологии (PWR и BWR). Французы - одну (PWR), а на натрии они сломались. А у нас уже три (ВВЭР, РБМК и БН), и к ним добавлять четвёртую unsure.gif Нужны веские основания, а их, видимо, не было.

А каков объём воды первого контура в ВВЭР?
Я к чему (ветка-то для чайников, верно?): если залить обычный наш простой советский корпусной реактор тяжёлой водой, можно ли получить какие-то бонусы по выгоранию? начальному обогащению?

Понятно, что удовольствие это дорогое. Но, НЯП, технологии наработки тяжёлой воды шагнули вперёд, да и у "Канду" концепт как-то перерос работу на необогащённом уране. Вот если оставить добычу D2O за кадром и предположить, что она у нас по цене лёгкой...
Может, существует принципиальная возможность как-то совместить две ветки и использовать технологию ВВЭР для тяжёлой воды?

Автор: VBVB 27.4.2012, 0:44

QUOTE(Татарин @ 26.4.2012, 3:26) *
А почему в СССР не "пошли" тяжеловодники - ведь военные в итоге ушли в наработчиках от графита и принципиально технология была?
Почему не возникло "конверсионное" продолжение по типу РБМК?

В качестве наработчиков военного плутония отечественные реакторы-тяжеловодники по сложности эксплуатации уступали графитовым канальникам. Наработанный в наших тяжеловодниках уран-233 военных не прельстил, а плутония графитовые канальники позволяли больше и проще нарабатывать. И в итоге отечественные промышленные тяжеловодники были соответственно переведены на производство специзотопов на Маяке. Для массового внедрения позднее энергетических тяжеловодников в СССР не хватало запасов тяжелой воды и кроме того предполагалось в тяжеловодниках начать обкатывать ториевый цикл, основы которого были начаты на ОК-180. Ангарский каскад ГЭС при строительстве предполагалось задействовать (в основном Братскую ГЭС) на производство тяжелой воды более чем наполовину. Но в силу ряда обстоятельств разного характера дальнейшее направление отечественных энергетических тяжеловодников свернули, также как и наработки по ториевому циклу в тяжеловодниках. Слишком у нас в стране была развитая и мощная обогатительная индустрия и тяжеловодники не имели очевидных преимуществ перед другими проектами для военных и энергетиков-эксплуатационщиков, а по экономической составляющей имели ряд минусов. Основная критика энергетических-тяжеловодников была в их малом выгорании топлива и необходимостью частых перегрузок. Также некоторой экономической и психологической проблемой было, что при выделении плутония из ОЯТ тяжеловодников регенерат урановый обедненный нужно было в отвал выбрасывать, тогда как регенерат от ОЯТ ВВЭРов шел далее на топливо для РБМК.

Автор: VBVB 27.4.2012, 0:46

QUOTE(Татарин @ 26.4.2012, 18:46) *
Я к чему (ветка-то для чайников, верно?): если залить обычный наш простой советский корпусной реактор тяжёлой водой, можно ли получить какие-то бонусы по выгоранию? начальному обогащению?

Аналогичный вопрос давно интересует. Если в РБМК каналы заполнить тяжелой водой, то работа на природном U3O8 станет возможной??

Автор: Smith 27.4.2012, 9:24

общий объем первого контура - 370 куб. м

Автор: Татарин 27.4.2012, 13:07

Цитата(Smith @ 27.4.2012, 9:24) *
общий объем первого контура - 370 куб. м

То есть, даже для ВВЭР "как он есть" стоимость тяжёлой воды влезает в очень ощутимые, но вполне соразмерные 100М$.

Автор: AtomInfo.Ru 27.4.2012, 17:21

QUOTE(Татарин @ 26.4.2012, 18:46) *
Я к чему (ветка-то для чайников, верно?): если залить обычный наш простой советский корпусной реактор тяжёлой водой, можно ли получить какие-то бонусы по выгоранию? начальному обогащению?


Для принятой в 1000-нике решётки твэлов. Возьмём топливо UO2, обогащение 4,4%. Посчитаем.

1) для лёгкой воды Kбеск=1,45 (примерно).
2) для тяжёлой воды Kбеск=0,8 (примерно).

Резюме. В этом случае с тяжёлой водой аппарат вообще никогда не выйдет на критичность. Не говоря уж о выгорании.

Надо резко менять (увеличивать) шаг расстановки твэлов или кассет. Сходу масса проблем. Например, сузы (патрубки для приводов на крышке реактора). Да хотя бы и то, что при сохранении размеров корпуса резкое увеличение шага решётки приведёт к тому, что загрузка урана резко снизится. И мы опять работать не сможем.

Не пойдёт. Слишком отличны между собой н-ф. свойства лёгкой и тяжёлой воды.

Автор: ole 27.4.2012, 20:39

А можно чуть подробней что это за коэфф-ты?

Автор: Smith 27.4.2012, 21:21

Кбес - коэффициент размножения нейтронов в бесконечной среде ("идеальная" ситуация). если он меньше единицы, то самоподдерживающаяся реакция в данном случае невозможна в принципе.

Автор: сергей 28.4.2012, 9:19

БББлллиииннн...
Ну,самый простой вариант-"
Задачник Владимирова"...
Если,есть ,действительно желание понять.

Автор: VBVB 28.4.2012, 15:50

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 27.4.2012, 18:21) *
Для принятой в 1000-нике решётки твэлов. Возьмём топливо UO2, обогащение 4,4%. Посчитаем.

1) для лёгкой воды Kбеск=1,45 (примерно).
2) для тяжёлой воды Kбеск=0,8 (примерно).

Резюме. В этом случае с тяжёлой водой аппарат вообще никогда не выйдет на критичность. Не говоря уж о выгорании.

Надо резко менять (увеличивать) шаг расстановки твэлов или кассет. Сходу масса проблем. Например, сузы (патрубки для приводов на крышке реактора). Да хотя бы и то, что при сохранении размеров корпуса резкое увеличение шага решётки приведёт к тому, что загрузка урана резко снизится. И мы опять работать не сможем.

Не пойдёт. Слишком отличны между собой н-ф. свойства лёгкой и тяжёлой воды.

Спасибо за цифры по ВВЭР-1000, было ожидаемо что паровой легководник на тяжелой воде не пойдет.
А можно ли подобную ситуацию с использованием тяжелой воды прикинуть для РБМК. Там же каналов много, решетку проще можно перепрофилировать, используя в части каналов стержни из UO2 или металлического урана природного содержания для увеличения шага решетки. Очевидно что конструкция РБМК явно не предусмотрена под использование тяжелой воды, но все же...
В паре зарубежных статей нераспространенческих мимоходом говорилось, что по их мнению РБМК теоретически может работать на слабообогащенном уране около 1,2-1,3% U-235. Не понятно только как этими товарищами подразумевался режим работы РБМК на столь низкообогащенном топливе, с использованием части запальных стержней из 18-20% НОУ в активной зоне как в американских промышленных тяжеловодниках или без них?

Автор: ВОВИЩЕ 28.4.2012, 16:52

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 27.4.2012, 17:21) *
Возьмём топливо UO2, обогащение 4,4%.


А если взять 0,35% и столько же плутония???

Автор: AtomInfo.Ru 28.4.2012, 18:47

QUOTE(ВОВИЩЕ @ 28.4.2012, 17:52) *
А если взять 0,35% и столько же плутония???


0,35% - не понял цифру. Обогащение?

Плутоний брать в тепловом реакторе не советую из-за примеси изотопа 240. Когда-то считал, и у меня получалось, что даже оружейный плутоний, где 240-ого изотопа от 5% до 10%, по нейтронной физике в ВВЭР хуже уранового топлива.

Выигрыш можно получить, только если использовать практически чистый плутоний-239 - чище даже, чем плутоний у военных.

Автор: ВОВИЩЕ 28.4.2012, 20:58

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 28.4.2012, 18:47) *
0,35% - не понял цифру. Обогащение?

Плутоний брать в тепловом реакторе не советую из-за примеси изотопа 240.


Дареному коню зубы не выбивают (С)
0,3-0,35% это то, что осталось от 4,4 после 4 лет работы,
плюс плутоний (какой есть, не обессудьте).

А решётку проредить не большая проблема.
ТВС-А разборные и можно изловчиться
да и повыдёргивать лишние твэлы.
Люди вон рефабрикацию твэлов собрались делать,
осталось только понять зачем.

Автор: AtomInfo.Ru 29.4.2012, 10:38

QUOTE(ВОВИЩЕ @ 28.4.2012, 21:58) *
Дареному коню зубы не выбивают (С)
0,3-0,35% это то, что осталось от 4,4 после 4 лет работы,
плюс плутоний (какой есть, не обессудьте).


Если просто выгоревший состав засунуть в "ВВЭР-с-тяжёлой-водой", то ничего не поможет. Не будет работать.

Можно посмотреть MOX-топливо для такой системы. Здесь мы не ограничены 5% по обогащению. Можно найти такое обогащение по плутонию, когда реактор станет работоспособным с точки зрения нейтронной физики при неизменной решётке.

Т.е., нейтроника такой вариант пропустит. Но полезут наверняка другие вещи. Например, трития станет гораздо больше, и придётся вписывать в существующую компоновку подсистему для его отбора. Насколько это реально?

QUOTE(ВОВИЩЕ @ 28.4.2012, 21:58) *
А решётку проредить не большая проблема.
ТВС-А разборные и можно изловчиться
да и повыдёргивать лишние твэлы.


Можно. Но я прикинул почти на пальцах. Для исходного варианта (4,4%, UO2) шаг расстановки твэлов придётся увеличить раза в три-четыре. Топлива станет существенно меньше (размеры зоны менять не можем по условию задачи!), и нас не пропустит теплофизика. Придётся резко понижать мощность, в разы.

QUOTE(ВОВИЩЕ @ 28.4.2012, 21:58) *
Люди вон рефабрикацию твэлов собрались делать,
осталось только понять зачем.


Если честно, я и сам не понимаю. Скромно надеюсь, что эксплуатация расскажет, зачем ей это может понадобиться smile.gif

Автор: ВОВИЩЕ 29.4.2012, 12:43

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 29.4.2012, 10:38) *
Для исходного варианта (4,4%, UO2)

А это что? Среднее обогащение по а.з.?
Хотел бы я посмотреть на этот ВВЭР,
у него пусковая концентрация борной кислоты 20 г/дм куб.
и серьёзный положительный ТКР на МКУ.
Такие реакторы хорошо в бомбу переделывать.

Свежих ТВС с обогащением 4-4,4% в а.з. только 42.

PS: корпусной тяжеловодник имеет смысл строить (переделывать)
только если отработанные ТВС там дожигать.
Без рефабрикации твэл разумеется.

PSS для "чайников": рефабрикация это когда Б/У твэл рубают на куски для CANDU.

Автор: AtomInfo.Ru 29.4.2012, 20:59

QUOTE(ВОВИЩЕ @ 29.4.2012, 13:43) *
А это что? Среднее обогащение по а.з.?
Хотел бы я посмотреть на этот ВВЭР,


Нет, конечно. Всего лишь взял высокое обогащение, близкое к пределу, и посмотрел для такого состава K-беск.
Такой ВВЭР я смотрел на АЛЬБОМе для одного украинского блока smile.gif Много веселился. У него ещё и неравномерность по радиусу офигительная. Естественно, это только на бумаге было дело. В реальности никто такой зоны собирать не хотел.

Автор: сергей 29.4.2012, 22:08

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 29.4.2012, 20:59) *
Нет, конечно. Всего лишь взял высокое обогащение, близкое к пределу, и посмотрел для такого состава K-беск.
Такой ВВЭР я смотрел на АЛЬБОМе для одного украинского блока smile.gif Много веселился. У него ещё и неравномерность по радиусу офигительная. Естественно, это только на бумаге было дело. В реальности никто такой зоны собирать не хотел.

Это ,Вы еще не видели сформированных "экзотических" загрузок для реальных блоков в "лихие" 90-е...
Когда из за некоторых трений в отношениях задерживались поставки.Пытались "лепить из того ,что было .С междустанционными перевозками того ,что было.И задача сформировать -была "переформатирована" в задачу-слепить и чтоб работало.С кампанией хоть 220 суток,хоть 180,но чтоб работало ,а время разрулит.
П.С.
Помните "чудеса" светокопировальной техники старых времен?С бледно -розовыми ,нечитаемыми "синьками,или бледно -голубыми?Или вид 6-й копии печатной машинки?Под убитую копирку?
А документов (программ и рабочих графиков перемещений ТВС,СВП,ПВС) приходилось множить огромное количество.Экземпляры -КФ,НСРЦ,НСБ,ОЯБ,оператору ПМ , отчетные и т.д.
Случилось так ,что комплекты у НСРЦ и оператора перегруз.машины,и НСБ были со "сбитой" строкой.То ли грязь на копирке,то ли при светокопировании пыль попала.Поэтому "адреса" ,смежные в активной зоне при загрузке на новую кампанию были прочитаны неверно.И своевременно сверкой обнаружены не были.
Пошел пуск...Я,молодым ВИУРом очень хотел отпуск,и фактически в нем уже находился 2 недели.Но ,начальник ,честно сказал :"Пустили-иди.А теперь надо делать работу."
Вышли на МКУ.Все пока не очень плохо.Допустимо.При 5% ,уже ,что то начали оценивать по "Гиндукушу" и "С-лу".(Еще не очень представительно ,но все же).При 10 % ,начинаю "удивляться" и перепроверять себя и свои действия,положение группы и т.д.Кv=3.25!Призываю на помощь НСБ,показываю и объясняю.Еще ,через полчаса появляется НСС.Пытаемся убедить и его.Через 1.5 часа у нас начальник ОЯБ(надо заметить ,что день был воскресным).Его версия ,что зона неудачна,но будем работать ,возможно какую то часть кампании с опущенным приводом ,возможно не одним.Готовим техрешение.(Повторюсь -об ошибке при загрузке никто не знал и не предполагал).Подняли мощность ,опустили привод,"воткнулись" в сеть.Я ушел в отпуск(смена ,по договоренности была "крайняя").Через неделю ,после исследований и расчетов нашли ошибку.Остановились,расхолодились,переустановились.Снова пустились.Мне эти значения Кv и Kq иногда до сих пор по ночам приходят ,хотя лет 20 минуло.

Автор: ole 30.4.2012, 12:03

эт Вы еще не видели обращения с ядерным оружием в 90е. Во всяком случае на флоте

Автор: Татарин 3.5.2012, 0:13


Интересное - подчёркнуто красным. smile.gif

Для человека далёкого от ваших корпораций выглядит ну уж очень чёрным юмором. laugh.gif

А серьёзно: что такое эта самая "надёжность"? и как она так оценивается, что Япония по ней на первом (как следует из сайта) месте?

Автор: AtomInfo.Ru 3.5.2012, 7:33

QUOTE(Татарин @ 3.5.2012, 1:13) *
А серьёзно: что такое эта самая "надёжность"? и как она так оценивается, что Япония по ней на первом (как следует из сайта) месте?


Хи-хи!

Как конкретно считали - не знаю. Может быть, по числу событий?

Автор: Smith 3.5.2012, 9:39

наши атомные сайты - это очень занятная штука. бывает и такое, что на сайте ГК "Росатом" указано одно количество работающих блоков, а на сайте Концерна "Росэнергоатом" - другое.

Автор: Nod 3.5.2012, 15:17

Тут в силу деятельности учебной, столкнулся с вопросом, что нынче творится в промышленности, касающейся выпуска турбин.

Насколько я понимаю, все турбины для ныне строящихся блоков (НВАЭС-2, ЛАЭС-2 + блоки в других странах) строят питерские "Силовые Машины".
Для наших ВВЭР-1200, вроде как, собираются использовать К-1200-6,8/50.

Отсюда вопрос. В чем преимущество быстроходной турбины для блоков столь высокой мощности, по сравнению с 1500 об.мин ?
И, если верить http://proatom.ru/modules.php?name=News&file=print&sid=2330 статейке, то турбина с двумя промперегревами.
Посчитал, при тех же параметрах пара, второй перегрев повышение термического кпд, вроде как, не дает. А если учесть затраты на сам перегреватель, то брутто по-меньше будет. Для меня не понятно.
И где вообще по всем новым турбинам можно поискать параметры? Официальный сайт тех же "Силовых Машин" скуп на это дело.

И ещё. Харьковский "http://www.niaep.ru/wps/wcm/connect/niaep/site/resources/02426500476e04699ffbdf9e1277e356/11_Turboatom_Viktor_Shvecov.pdf" ещё что-то производит для наших нужд? Вроде как последний блок Ростовской, но что-то не понятно.
Все сайты, особенно концерновские СМИ, просто пестрят что делают такие вот хорошие турбины и все дела, но ни параметров, ни фактов того, что такая-то турбина будет там-то там-то, нигде толком нет.

P.S. Грежу найти адекватный список ВСЕХ ныне используемых турбин на АЭС России, да ещё и с параметрами по каждой.

Автор: Велла 3.5.2012, 16:40

В Свердловской области загорелась крыша строящегося здания нового энергоблока Белоярской АЭС.

Как сообщает LifeNews, ссылаясь на источник в в правоохранительных органах, пожар начался в специальном бытовом корпусе, где будут размещены системы управления реактора БН-800 строящегося четвертого энергоблока.

По данным источника, в эти минуты пожарные ведут борьбу с огнем.

Первый пожар на Белоярской атомной станции случился в декабре 1967 года, когда на первом реакторе расплавились тепловыделяющие элементы. В 1977 году произошло расплавление 50% тепловыделяющих сборок активной зоны реактора на втором блоке АЭС. 5 мая 1994 года произошел пожар и выброс теплоносителя — натрия — из 2-го контура. А 6 июня 1994 года во время капитального ремонта произошла утечка нерадиоактивного натрия из второго контура, и снова начался пожар.
http://www.rosbalt.ru/federal/2012/05/03/976998.html

Автор: Smith 3.5.2012, 19:27

Nod
ответы на некоторые ваши технические вопросы вы можете найти в комментариях к вот этим статьям - http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=2330 и http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=799 (я понимаю, что первую статью вы уже читали, но не уверен, что видели комментарии к ней)

на сайте "Силмашин" есть вот такая инфа:
1. http://www.power-m.ru/products/steamturbine/LMZ/AES/k_1000_60_3000_1.aspx
2. http://www.power-m.ru/products/steamturbine/LMZ/AES/k_1000_60_3000_2.aspx
3. http://www.power-m.ru/products/steamturbine/LMZ/AES/k_1000_60_3000_3.aspx
4. тут можно посмотреть референции - http://www.power-m.ru/products/references/references.aspx

сразу могу сказать, что по ВВЭР-1000 ситуация следующая: "Силмашины" - это 3 и 4 блоки Калининской АЭС, а также сооружаемые НВАЭС-2 и ЛАЭС-2, "Турбоатом" - это 1 и2 блоки Калининской АЭС, а также все блоки Балаковской и Ростовской АЭС + 5 блок НВАЭС (самый первый ВВЭР-1000, на нем 2 турбины по 500 МВт каждая).

первый заказ для Альстом-АЭМ (Арабелль) - это БалтАЭС. также надеются подписать Нижегородскую АЭС и Курскую АЭС-2.

Автор: pappadeux 3.5.2012, 21:34

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 26.4.2012, 1:43) *
Французы - одну (PWR), а на натрии они сломались.


у французов, ЕМНИП, были и газографитовые чудища

Автор: pappadeux 3.5.2012, 21:39

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 29.4.2012, 13:59) *
Нет, конечно. Всего лишь взял высокое обогащение, близкое к пределу, и посмотрел для такого состава K-беск.
Такой ВВЭР я смотрел на АЛЬБОМе для одного украинского блока smile.gif Много веселился.


Есть известный KWU-Аргентина проект Atucha 1/2

Atucha 1 entered commercial operation in 1974. It has a pressure vessel, unlike any other extant heavy water reactor, and it now uses slightly enriched (0.85%) uranium fuel

Всегда было интересно посмотреть, что у него там внутре...

Автор: pappadeux 3.5.2012, 21:46

QUOTE(Nod @ 3.5.2012, 8:17) *
И ещё. Харьковский "ТурбоАтом" ещё что-то производит для наших нужд?


Встречный вопрос - а он ("ТурбоАтом") способен что-то производить для наших нужд?

Способен ли Харьков предложить турбину для ВВЭР-1200?

Т.е. у меня валяется где-то брошурка, где они заявляют, что есть некий проект тихоходки K-1200/xxx, который может сопрягаться с 1200м, но насколько все это реально?

Автор: сергей 3.5.2012, 23:18

Турбоатом,он конечно способен.
Но ,для этого "машина" должна пройти все "стадии рождения".
Часть -она прошла .Достаточно ли этого?
У КБ Косяка было очень много ,действительно интересных наработок.Некоторые из них были воплощены в "железе".Некоторые ,послужили "почвой" для дальнейших разработок.
Стесняюсь сказать ,в свое время (лет 30 назад) ,"слямзил" в КБ интересные отчеты ,по разработкам ,-на которых можно жить сегодня и завтра ,из за качественного подхода к делу (вплоть до разработанных технологических пооперационных карт).
Конечно ,теперь это просто бумага,но идеи и потенциал очень серъезные.
Даже ,после того ,что за это время большая часть бумаг не сохранилась-наработки и подход к делу "здоровские".

Автор: Smith 4.5.2012, 8:31

судя по всему, максимум для Турбоатома - это 1070 МВт (Ростов-3 и 4).

Автор: Nod 5.5.2012, 14:47

Вопрос от "чайника":
почему в контуре РБМК отсутствует ПВД?

Автор: pappadeux 5.5.2012, 17:38

QUOTE(Nod @ 3.5.2012, 8:17) *
Посчитал, при тех же параметрах пара, второй перегрев повышение термического кпд, вроде как, не дает. А если учесть затраты на сам перегреватель, то брутто по-меньше будет. Для меня не понятно.


Спекулятивно - для предотвращения конденсации?

Автор: Dozik 5.5.2012, 22:59

QUOTE(Nod @ 5.5.2012, 15:47) *
Вопрос от "чайника":
почему в контуре РБМК отсутствует ПВД?

В контуре, РБМК? А что ему там делать?

Автор: Nod 6.5.2012, 2:21

Цитата(Dozik @ 5.5.2012, 23:59) *
В контуре, РБМК? А что ему там делать?

Может быть не верно выразился. Вообще, в тепловой схеме одноконтурной станции, в отличии от станций с ВВЭР, ПВД не обнаруживаю.
Из-за чего?

Автор: Pakman 9.5.2012, 19:06

QUOTE(Nod @ 6.5.2012, 3:21) *
Может быть не верно выразился. Вообще, в тепловой схеме одноконтурной станции, в отличии от станций с ВВЭР, ПВД не обнаруживаю.
Из-за чего?

Из-за специфики тепло-гидравлики активной зоны и пагубном влиянии её на размножающие свойства канального кипящего реактора.

Так уж устроен съём тепла в РБМК, что ему необходимо обеспечить кратность циркуляции не менее 7 и заданное значение недогрева воды на входе в АЗ. Отсюда проистекает наличие предельной температуры пит. воды. Оно, конечно, по-больше, чем те 165 градусов, что выходят из деаэратора 6 ата, но деаэратор обеспечивает постоянство этой температуры, что для РБМК довольно критично. А был бы ПВД - температуры пит. воды гуляла бы вместе с нагрузкой. А у РБМК такая обратная связь будет строго положительной.

У чуда враждебной техники - BWRов, ПВД, кстати, имеются. У них нет положительной обратной связи на нейтронную мощность. Но, что характерно, температура пит. воды, тем не менее, ниже, чем у ВВЭРов - применрно 215 градусов против 230. Потому как BWRам тоже нужен недогрев - гидравлика кипящей зоны, это, брат, дело такое.

Автор: Pakman 9.5.2012, 19:09

Я не слишком путано изложил? Если что, извиняйте - праздник, всё-таки.

Автор: Nod 9.5.2012, 21:16

Цитата(Pakman @ 9.5.2012, 20:06) *
Из-за специфики тепло-гидравлики активной зоны и пагубном влиянии её на размножающие свойства канального кипящего реактора.

Так уж устроен съём тепла в РБМК, что ему необходимо обеспечить кратность циркуляции не менее 7 и заданное значение недогрева воды на входе в АЗ.

Спасибо, уяснил.
Только вот ещё один вопрос, на счет кратности циркуляции.
Лежит тут передо мной литературка одна, внутривузовского издания, и там, хоть убейте, утверждается, что Кц у РБМК тысячника - 5. Кто не прав?

Автор: Pakman 9.5.2012, 22:08

biggrin.gif Студентъ, тот РБМК, у кторого Кц=5 - это не тысяник. Это полуторатысячник.

Автор: armadillo 16.5.2012, 8:50

а какие были предложения по натрий-свинцу? в каком случае он перестает гореть?

Автор: anarxi 18.6.2012, 23:44

http://balatom.ru/official/vt/Balakovka.html
Очень интересно и познавательно.
Надеюсь наши не подкачают rolleyes.gif
http://www.atominfo.ru/newsb/k0200.htm

Автор: Login 14.8.2012, 22:22

Цитата(Dozik @ 21.4.2012, 12:39) *
Только увидел ваше сообщение. Как успехи и нужно ли что-нибудь советовать?
Для "чайников" - у меня есть пособие с Игналинской АЭС "Защита от радиации". Весит 25 Мбайт.
Чем не нравятся методички для студентов? Наверно проще вам сформулировать, зачем вам это нужно - будет проще посоветовать литературу.


Методички не подходят, так как применить их на практике не получается.

Задачка одновременно очень простая и очень сложная:
Есть устройство, собранное с использованием множества иностранных элементов, данных на сколько оно стойкое нет.
Требуется - определить его наиболее нежные элементы и защитить их от спец воздействия, если оно (устройство) подъезжает на некоторое расстояние от источника. Ну и решить еще множество сопутствующих проблем, например можно ли будет его потом обслуживать, без риска для здоровья.

Задача не то что бы стоит (тогда бы специалистов привлекли), а периодически, в период весеннего обострения wink.gif , всплывает в виде гениальной идеи у начальства.
Так что хотелось бы понять как в принципе организуется и рассчитывается защита, а потом попробовать прикинуть на коленке, что получается в данном конкретном случае и есть ли смысл начинать серьезную проработку.

PS. Глупый вопрос – если пластины защиты поставить в шахматном порядке, так что бы на просвет они перекрывали нежную электронику, будет ли она работать? Или вокруг нее необходимо организовывать капсулу?
Нейтроны вылетая из источника движутся всегда прямолинейно и потом затормаживаются, или они могут переотражаться?

Автор: eninav 17.8.2012, 0:24

Народ. Тут был вопрос, почему борные стержни не выгорают. Приводились всякие расчеты с плотностью нейтронного потока и т.д. Я предлагаю зайти с другого бока.

В реакторе ВВЭР-1000 выгорает примерно 3 кг урана в день, или порядка тонны в год. Это примерно 4000 моль урана. На каждое ядро выделяется 2.5 нейтрона, из которых 1 тратится на следующее деление, около 0.5-0.7 поглощается ураном 238. Еще часть поглощается ядами и шлаками, часть - водой. На счет бора остается вряд ли больше 0.5 нейтронов. Итого 2000 моль нейтронов поглощается бором. Это 20 кг бора. С учетом того, что нейтроны хорошо поглощает только бор-10, которого 20%, получается 100 кг. Причем, думаю, большая часть приходится на борную кислоту в воде (а ее там несколько кг на тонну - а на весь первый контур несколько тонн). Так что, на долю стержней приходится вообще несколько десятков кг в год. Много это или мало? Учитывая, что каждый стержень в ВВЭР-1000 весит 18 кг (данные из википедии) а стержней больше тысячи - это ничтожно мало.

Автор: ВОВИЩЕ 17.8.2012, 10:51

QUOTE(eninav @ 17.8.2012, 0:24) *
Учитывая, что каждый стержень в ВВЭР-1000 весит 18 кг (данные из википедии) а стержней больше тысячи - это ничтожно мало.

Стержней действительно 1098, но собраны они в пучки по 18 штук
и уже эти пучки принято называть ПС СУЗ (поглощающие стержни СУЗ).
Их в реакторе 61. Кроме того, в википедии не сказано что они состоят из чистого бора.
Но даже бор, который всё же там есть, выгорает слабо
потому как почти все они нажодятся на КВВ
(концевых выключателях верха) или как ещё говорят на "крышках верха".

Автор: Pakman 17.8.2012, 17:35

QUOTE(ВОВИЩЕ @ 17.8.2012, 11:51) *
потому как почти все они нажодятся на КВВ

Прям как в Чернобыле перед инцидентом.

Автор: www 18.8.2012, 2:43

QUOTE(Pakman @ 17.8.2012, 17:35) *
Прям как в Чернобыле перед инцидентом.


Ключевое слово есть - "почти"...

Автор: barvi7 21.9.2012, 17:20

QUOTE(www @ 18.8.2012, 2:43) *
Ключевое слово есть - "почти"...


А те которые входят в "почти" (регулирующая группа ОР СУЗ) меняется раз в 3 года, может кто из практики и уточнит.
Правда сейчас там уже не бор (или не только бор), а что то другое - типа европий и т.д. Утяжеляли - чтоб не застревать.

Автор: barvi7 3.10.2012, 18:17

QUOTE(Pakman @ 17.8.2012, 17:35) *
(ВОВИЩЕ @ 17.8.2012, 11:51)
потому как почти все они нажодятся на КВВ

Прям как в Чернобыле перед инцидентом.


Небольшая разница - в Чернобыле вверху были "почти" все ОР СУЗ регулирующих групп,
а в ВВЭР на КВВ находятся "только" ОР СУЗ для аварийной защиты.
Но более значительно различие в конструктивном исполненим ОР СУЗ.

Автор: lz2gj 4.10.2012, 11:31

QUOTE(anarxi @ 18.6.2012, 23:44) *
http://balatom.ru/official/vt/Balakovka.html
Очень интересно и познавательно.
Надеюсь наши не подкачают rolleyes.gif
http://www.atominfo.ru/newsb/k0200.htm


А кто видел 3D модели на РАЭС?
Точнее, где можно увидеть?

С уважением, Красимир Христов

Автор: Smith 4.10.2012, 13:45

судя по всему, увидеть ее можно только в информационном центре - http://www.rnpp.rv.ua/ru/dopolnitelnye-razdely/novosti/novosti/browse/14/backPid/69/article/1482/ (последняя строчка).

Автор: armadillo 10.10.2012, 16:02

что такое CANDU-BWR?

Автор: AtomInfo.Ru 10.10.2012, 16:20

QUOTE(armadillo @ 10.10.2012, 17:02) *
что такое CANDU-BWR?


Тяжёловодник с кипением.
http://econtent.unm.edu/cgi-bin/showfile.exe?CISOROOT=/nuceng&CISOPTR=65&filename=67.pdf

Автор: VBVB 10.10.2012, 16:23

QUOTE(armadillo @ 10.10.2012, 17:02) *
что такое CANDU-BWR?

А такое возможно в принципе? Типа кипящий канальный реактор c тяжеловодным теплоносителем-замедлителем?
Антоним - "тяжеловодный РБМК" smile.gif
Интересно было бы увидеть проект такого рода.
Хотя нечто подобное в паре японских исследовательских статей видел. Они предлагали проект графит-основанного канального бридера в корпусном исполнении с кипящей водой для наработки урана-233 из ториевого сырья. Тоже гибрид какой-то.

Автор: VBVB 10.10.2012, 16:27

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 10.10.2012, 17:20) *
Тяжёловодник с кипением.
http://econtent.unm.edu/cgi-bin/showfile.exe?CISOROOT=/nuceng&CISOPTR=65&filename=67.pdf

Оно еще оказывается и работало... mellow.gif

Автор: armadillo 10.10.2012, 16:29

а почему нет?
Любой КАНДУ канальный и разделяет замедлитель и теплоноситель.

Автор: AtomInfo.Ru 10.10.2012, 16:36

QUOTE(VBVB @ 10.10.2012, 17:27) *
Оно еще оказывается и работало... mellow.gif


Это http://www.iaea.org/pris/CountryStatistics/ReactorDetails.aspx?current=47.

Только там он назван совершенно непотребно "HW BLWR 250". Проще запомнить как CANDU-BWR. smile.gif

Автор: pkb 4.11.2012, 11:37

У меня возник вопрос по «графиту» РБМК в свете событий на Ленинградской АЭС.
Почему графитовые колоны радиоактивные? Из-за чего персонал получает дозу при распилке колон?

Автор: Smith 4.11.2012, 15:27

потому что графит, выступающий в роли замедлителя в РБМК, неизбежно подвергается радиационному облучению в процессе эксплуатации.

Автор: Татарин 11.11.2012, 22:22

Цитата(Smith @ 4.11.2012, 15:27) *
потому что графит, выступающий в роли замедлителя в РБМК, неизбежно подвергается радиационному облучению в процессе эксплуатации.

Это понятно. А что является наиболее массовым излучателем?
С14? НЯЗ, углерод-12 вообще очень плохо активируется, а там ведь ещё и два шага - С13-то - стабилен, НЯП.

Какой вообще состав излучателей в том графите?

Автор: armadillo 12.11.2012, 8:45

я думал там транмутировавшей грязи уже накопилсь

Автор: Smith 12.11.2012, 9:03

QUOTE(Татарин @ 11.11.2012, 23:22) *
Это понятно. А что является наиболее массовым излучателем?
С14? НЯЗ, углерод-12 вообще очень плохо активируется, а там ведь ещё и два шага - С13-то - стабилен, НЯП.
Какой вообще состав излучателей в том графите?

на примере ЭИ-2 (данные ОДЦ "Вывод из эксплуатации УГР", СХК):
"Через 300 лет основными радионуклидами, определяющими активность кладки будут 14С – 99%, 36Сl, ТУЭ.
В настоящее время α-активность графита на 90% и более обусловлена 244Cm и составляет в сумме для всех ТУЭ ~5 Ки"

Автор: anarxi 12.11.2012, 12:20

Цитата(Татарин @ 11.11.2012, 21:22) *
Это понятно. А что является наиболее массовым излучателем?
С14? НЯЗ, углерод-12 вообще очень плохо активируется, а там ведь ещё и два шага - С13-то - стабилен, НЯП.

Какой вообще состав излучателей в том графите?


http://forum.pripyat.com/showthread.php?t=1175&page=7

Здесь, можно скачать (нужна регистрация на форуме)

СВОДНЫЙ ИТОГОВЫЙ ОТЧЕТ

по результатам комплексных инженерных и радиационных
обследований энергоблоков №2, 3 Чернобыльской АЭС

Там есть и про графит.

Автор: VBVB 14.11.2012, 2:17

В одной книжке прочел следующее

QUOTE
Количественно процесс замедления нейтронов характеризуется длиной замедления Lm, которая равняется среднему расстоянию от точки рождения нейтрона до точки, где он достигает диапазона тепловых энергий (0.02-1.0 Эв). После достижения тепловых энергий нейтрон не сразу поглощается в уране или другом материале, он может испытыватьт много столкновений, приходя в тепловое равновесие с ядрами материала замедлителя. При этом нейтрон может как терять энергию, так и приобретать ее. Данный процесс называется термализацией нейтронов. В процессе термализации нейтрон диффундирует в среде замедлителя от точки замедления до точки, где он поглощается каким-либо ядром.

Написанное заставило задуматься об некоторых интересных свойствах воды.
Если рассматриваем случай обычной воды, то преимущественно при обычных температурах происходит захват нейтрона протоном в среднем через 100-300 милисекунд после термализации протона. В зависимости от температуры воды, скорость и время жизни в ней термализованного нейтрона изменяется. Предположительно, по причине возрастания коэффициента саммодиффузии воды за счет разрыва водородных связей с ростом температуры, время жизни нейтрона в ней уменьшается из-за стохастических соударениях с атомами воды и захвата H+n=D.
Однако, установлено, что обычная вода H2O, как и тяжелая D2O, является изомерной со средним сотношением орто/пара около 3. Изомеры воды даже разделять и обогащать научилились. Предполагается по данным экспериментов, что некоторые свойства орто- и пара-воды заметно отличаются. В частности микровязкость, самодиффузия и поверхностное натяжение. Есть мнение, что воздействие пучка электронов или рентгеновкого излучения на воду может менять соотношение орто/пара изомеров воды.
А каково их соотношение изомеров воды в парово-водяной фазе в реакторных условиях, да еще под воздействием мощных излучений пока вообще не известно.
В связи с чем вопрос.
Кто как думает, насколько перспективные знания и умения по оптимизации соотношения изомеров орто- и пара-воды могут помочь нейтронике водяных замедлителей-теплоносителей?

Автор: VBVB 14.11.2012, 5:02

Написаное выше

QUOTE
время жизни нейтрона в ней уменьшается из-за стохастических соударениях с атомами воды и захвата H+n=D

Следует читать как
...время жизни нейтрона в ней (воде) уменьшается из-за стохастических соударений с атомами кислорода и водорода молекул воды и захвата нейтрона протоном H+n=D...
Смешно вышло, "...атомы воды...". laugh.gif

Автор: asv363 14.11.2012, 5:43

QUOTE(VBVB @ 14.11.2012, 3:17) *
Однако, установлено, что обычная вода H2O, как и тяжелая D2O, является изомерной со средним сотношением орто/пара около 3. Изомеры воды даже разделять и обогащать научилились. Предполагается по данным экспериментов, что некоторые свойства орто- и пара-воды заметно отличаются. В частности микровязкость, самодиффузия и поверхностное натяжение.

Не подскажете, где об это можно почитать? Заранее благодарен.

Автор: VBVB 14.11.2012, 16:26

QUOTE(asv363 @ 14.11.2012, 6:43) *
Не подскажете, где об это можно почитать? Заранее благодарен.

Исследования по этой тематике относительно новые и, судя по всему, обзорных работ по физико-химическим свойствам орто/пара изомеров воды пока еще не опубликовано. Систематикой работ по орто/пара изомерной водяной тематике видимо всерьез пока никто не занялся. rolleyes.gif Но экспериментальных работ по частным вопросам орто/пара воды уже много появилось.
Свойтва орто/пара воды, важные для ядерной теплотехники (динамическая вязкость, теплопроводность, растворимость газов), могут довольно заметно отличаться.
IMHO, наиболее интересные вещи по управлению соотношением орто/пара могут появится при использовании точно настраиваемых диодных лазеров и резонансном микроволновом воздействии гигагерцового диапазона. Не исключаю, что резонансы глобулярных структур орто/пара воды в ближнем терагерцовом диапазоне могут позволит очень неплохо управлять характеристиками воды облученной.

Автор: anarxi 2.1.2013, 13:41

Цитата(asv363 @ 1.1.2013, 16:26) *
Я не AtomInfo.Ru cool.gif , однако дополню, что по отгруженной э.э., ЗАЭС превосходит китайские площадки, даже 3-мя блоками. По заявленной мощности,на 108 МВт, или на 180МВт китайцы, суммарно, опережают. Как-то так.

Поhttp://ru.wikipedia.org/wiki/%D0%A1%D0%BF%D0%B8%D1%81%D0%BE%D0%BA_%D0%90%D0%AD%D0%A1_%D0%BC%D0%B8%D1%80%D0%B0#.D0.9A.D0.B8.D1.82.D0.B0.D0.B9на 28 МВт. rolleyes.gif
Но всё же это две станции.
И в том же источнике пишут про Ю. корейский Ульчин там я насчитал 6157 МВт и это одна станция.

И вот еще и в Канаде Брус там вообще 6738 МВТ., получается самый крупный атомный энергоузел, пока Каси-Карива "спит".


Русская версия Invision Power Board (http://www.invisionboard.com)
© Invision Power Services (http://www.invisionpower.com)