QUOTE(Zeydlitz @ 16.3.2011, 0:30)
1) Уже который раз натыкаюсь на таинственную формулу Вэя-Вигнера. И вот что интересно, Вигнер работал с Вейлем, и формула Вейля-Вигнера -- падение активности делящегося материала как функция от некоторой степени времени -- вполне существует. А вот кто такой Вэй?
Не знаю, как мне называли, так и я называю. Сорри. Формулу привел, она рабочая.
QUOTE(Zeydlitz @ 16.3.2011, 0:30)
2) Дальше про остаточное тепловыдение. Почему оно вычисляется из генерирующей мощности реактора, а не из тепловой? Всегда полагал, что для теплосброса надо считать тепловую мощность.
От тепловой. Данная формула аппроксимирует распад бета-активных продуктов деления, поскольку их выход пропорционален тепловой мощности, то и расчет ведется от тепловой.
QUOTE(VBVB @ 16.3.2011, 0:40)
Вы вообще размеры и вес тепловыделяющих сборок (т.н.) стержней представляете? Их краном мостовым выгружают и перемещают. Могу ошибиться, но навскидку ТВС весит от 1.5 до 2.5 тонн минимум. Пусть спецы поправят...
Ну, где краном, а где и специализированной перегрузочной машиной - краном точно на координаты реактора или БВ выйти проблематично + защиты от "светящей" сборки нет. По весу сборок то, что смог нарыть:
QUOTE
A modern BWR fuel assembly comprises 74 to 100 fuel rods, and there are up to approximately 800 assemblies in a reactor core, holding up to approximately 140 tonnes of uranium.
Т.е. сборок много, но "мелких".
QUOTE(VBVB @ 16.3.2011, 1:41)
Товарищи специалисты, объясните пожалуйста диллетанту почему периодически разные гадкие проблемы на разных ядерных реакторах типа BWR и PWR встречаются и все равно их по всему миру пользуют и строят?
Поясню вопрос:
1. Ведь очевидно, что в реакторе ничего не должно взрываться (ни водород, ни возможный кориум). Но все равно вода-замедлитель и циркалой в оболочке твэлов.
Видите ли, любой реактор - плод компромисса. Идеальных нет. Циркониевые сплавы нужны с точки зрения нейтронной физики - если оболочки твэлов будем делать стальными, понадобится дообогащать уран выше - у циркония значительно меньше паразитное поглощение нейтронов, чем у стали. Т.е. в данном случае баланс между конструкционными, нейтронно-физическими, экономическими и нераспространенческими вопросами.
QUOTE(VBVB @ 16.3.2011, 1:41)
2. В РБМК или CANDU ведь таких проблем меньше должно быть, особенно меньше проблемы с теплосъемом после аварийного останова (критичность выполнения этой процедуры видим по Фукусиме).
Может концепция легководных ректоров кипящих (BWR) или под давлением (PWR) технически ущербна по причине высокой уязвимости узлов водоподачи в первый контур? Понятно, что в в Фукусиме старые модели реакторов, и в нjвых двухконтурность и режим самоциркуляции есть. Но причин проблем то меньше не будет: то землетрясение или цунами магистрали порвет, то автоматика сглючит, то насосы забьются, то дизель-генераторы не запускаются или более нескольких часов не работают и дохнут....
Вы ошибаетесь, бета-активные продукты деления, которые и формируют в основном остаточное энерговыделение, из РБМК или CANDU не исчезают. И у них остаточное энерговыделение определяется тепловой мощностью активной зоны.
Как раз наоборот. Из современных реакторов PWR или их российский аналог ВВЭР являются наиболее отработанными с точки зрения и технологий, и обеспечения безопасности. Про BWR не скажу - не знаю.
Общий подход к системам безопасности: разнообразие физических принципов работы, преимущественная пассивность, резервирование.
И я имел ввиду канальный реактор вообще, включая CANDU и МКЭР.