Вот! Почти подошли к истине.
Вы мне приписали что я сторонник парового взрыва, это не так. Вся ветка началась с моей попытки дезавуировать концепцию "парового" взрыва, доказав, что энергия, разрушившая блок, была ядерной - а сиречь и взрыв, коли хочется его как-то назвать, надо называть ядерным (несмотря на отсутствие большого бабаха, грибов-вспышек и т.п.).
Изменение геометрии, да. Произошедшее в результате разлёта капель испарившегося топлива. Это нам было важно понять, чтобы картина аварии не вставала с ног на голову - реактор разрушил не "тепловой" и не "паровой" взрыв, как писали в газетах советской поры (и иногда продолжают сейчас).

...But what is truth?
Not easy to define!
We both have truths!
Are yours the same as mine?...
(с) Понтий Пилат

Так вот. В результе ядерной цепной реакции появляются осколки с большой кинетической энергией. Они тормозятся в окружающем веществе (топливе, его расплаве), где выделяется тепло. Это тепло испаряет и перегревает воду и "моментально" образуется пар очччень высокого давления, который и "разваливает" все кругом. Это - "картина" аварии. Остльное - игры ума сторонников терминологической чистоты.

И еще. При испарении образуются на капли, а молекулы

Нормальный. Мощность снижается до минимального уровня для нормальной работы турбины - соответствует первой ступени нагрузки. Дальше кнопка АЗ и т.д.

Спасибо. А зачем АЗ бросать? Разве нельзя ТГ отключить, СУЗы опустить вручную, БРУ-К, ну и т.д.? Зачем именно АЗ бросают?

Тема, однако, не закрывается. Не хочет.

Персонал, разумеется, должен быть исключительно компетентен и дисциплинирован. Это очень важная для общества тема. Особенно, когда дело касается особо опасных объектов. Особенно учитывая то, что с этим вопросом – не только в ядерной сфере, – к сожалению, не все благополучно.

Но когда дело касается катастрофических сценариев на ядерных объектах (напомню – есть ведь, кроме АЭС, еще много разного) тему качества обслуживающего персонала все же надо как-то закрывать. Просто потому, что предотвращение развития таких сценариев должно гарантированно обеспечиваться конструктивными особенностями изделий, а не морально-деловыми качествами обслуживающего персонала. Иное не приемлемо.

Пока не можем? Прикрываем тогда тему реализации таких изделий и работаем над тем, чтобы смогли. Или не работаем. Но таких изделий, которые могут взорваться, загадив тысячи квадратных километров густо населенной местности (например, из-за безалаберности обслуживающего персонала), нам не надо.

Говорят, что теперь уж на РБМК-1000 ничего подобного точно случиться не может. Много для этого было сделано. Ладно – поверим. Но ведь на нас наступают новые модели. С ними как дела обстоят?

Поставим вопрос точнее.
Что конкретно сделано, чтобы впредь как-то исключить эксплуатацию ядерноопасных реакторов? Речь не о взрыве таких изделий, а о самом факте эксплуатации таких реакторов?

Что-то не слышал я ответов на так поставленный вопрос. Может, и были, но не слышал. И о попытках серьезного анализа обстоятельств, способствующих длительной эксплуатации ядерноопасного реактора, я тоже не слышал. Но зато очень много и разного наслушался о морально-деловых качествах персонала ЧАЭС. Это у меня слух такой избирательный, или?

Скорее должно нервировать, что в БНах несколько тонн сильно нагретого натриевого теплоносителя находится. А что если масштабная разгерметизация контура произойдет? Результат похлеще Фукусимы и Чернобыля может приключится, и с пожаром и со взрывами и расплавом активной зоны. Там уж морской водой при потере теплоносителя не спасешься.

Аппарат-то здоровый.СУЗов без БАЗ,которые не бросаются при этом , без малого 200 штук. Пожалейте ВИУРА Да и скорость ввода их при сбрасывании не велика.А все остальное так же -и БРУ-К, ну и т.д

Да – Вы правы: с шарами и грибами надо завязывать – только путают.

Ладно - как скажете.
В выдуманном мною примере Ваше предложение отрезает от начала «эксперимента» 53 миллисекунды. То есть первый цикл там будет не 1500 мс, а 1447 мс. Это на что-то влияет? Пусть так. Я же не спорю, и мне эти 53 мс совсем не жалко.

И здесь, пожалуй, спорить не буду. Не потому, что согласен, и даже не потому, что понял. Но потому, что это обстоятельство я пока считаю несущественным.

То, что топливо уже испарилось, пока отставим. А вот прекращение к этому моменту ЯЦР рассмотрим. Получается такая картина.
Реакции деления уже нет. Все как бы пока цело. Начался процесс разрушения.
Что разрушаем? Здоровенная байда из графита. В ней вертикальные каналы. Графит прогрелся не сильно, потому как было некогда. Это я так понял Ваши разъяснения.
Вопрос: что может выбросить все это добро из реактора? Те самые газы, которые образовались при испарении топлива? А чего бы этим газам, сорвав крышку, самим не вылететь?
Я это к тому, что для выбрасывания массы графита внутри него должна появиться некая сила, с вертикальной компонентой. Высокое давление внутри каналов давит на графит сбоку, а не толкает его вверх. В такой конфигурации какая-то часть графита все равно вылетит, но не большая. Разогрев графита до испарения теплопроводностью – процесс долгий. Крышку сорвет раньше.

Ладно – все это догадки чайника (это я о себе так). Что говорят профессионалы, которые вопрос изучали специально?
Вот что пишет по этому поводу Виктор Маркович Дмитриев в своей статье «Чернобыльская катастрофа. Причины её известны.»:
Сделаем выжимку из написанного.

1. Начальный этап разгона идет все же на запаздывающих нейтронах. Это достаточно медленный процесс – их среднее время обращения на порядки превышает время обращения мгновенных нейронов.
2. Начальной фазы разгона – и по времени, и по энергии – достаточно для того, чтобы инициировать паровой взрыв реактора. И этот взрыв меньшей мощности действительно произошел.
3. К моменту разрушения реактора паровым взрывом накопленной энергии было недостаточно для испарения 180-ти тонн ядерного топлива. ЯЦР не только не прекратилась, но и перешла на новый, более быстрый режим разгона.
4. Паровой взрыв, что на самом деле вполне ожидаемо, не выбросил из реакторного пространства основную массу графита.

Если мы со всем этим соглашаемся, то все же остается вопрос о чисто механической стороне второго, более мощного взрыва.
ЯЦР разгоняется, топливо раскаляется, превращается в пар и… И вылетает через каналы – ведь его там никто особо не держит. Как графит-то вылетел, что его вытолкнуло?
Я полагаю, что взаимодействие графита с мощным и не равномерным потоком нейтронов привело к локальным перегревам до очень высоких температур. Думаю и энергия Вигнера сыграла роль (почему-то ее не принимают во внимание).
Короче: графит «взорвался» сам – ничто его со стороны не толкало.

А топливо? Его разбросало и ЯЦР прекратилась. Может быть какая-то его часть и в газовую фазу перешла. Но не 180 тонн.

Почему так могло развиваться?

1. Относительно медленный разгон ЯЦР.
2. Наличие большого количества кипящего при низкой температуре вещества (вода).
3. Наличие большого количества вещества, на котором рассеивается значительная часть энергии нейтронов (графит или любой другой замедлитель нейтронов).

Все вместе приводит к тому, что ЯЦР прекращается относительно рано - успевает накопиться не так много энергии. Но все это можно отнести только к тепловым реакторам с водяным теплоносителем.
Что с быстрыми реакторами с ЖМТ? Может случиться так, что сотни тонн (да хоть и десятки) содержимого реактора превратятся в газ, прежде чем их что-то разбросает?
Я не знаю ответа на этот вопрос. Но хотел бы узнать.

А нету группового управления СУЗами? Т.е. одним ключем сразу несколько СУЗов?

есть групповое управление.Но ведь группы нужно выбирать и держать ключ непрерывно. А при нажатии на кнопку АЗ вниз поедут все стержни сразу с той же скоростью, с которой поехали бы если бы ВИУР держал ключ.

Странно немного. Ну ладно, так, значит так. Не буду мучить. Спасибо за ликбез.

... и из чего же тогда состоит "слоновья нога"?

Из топлива. Не все топливо было разбросано. Тем более не все превратилось в пар - ну разве что тютелька-матютелька. А уж о горячей плазме, я думаю, можно и не думать.

Собственно об этом и спор.
Я считаю, что в таком типе реактора (тепловые нейтроны и вода, в качестве теплоносителя) разгон ЯЦР ограничен не столько разогревом топлива, сколько разлетом окружения этого топлива.
Мой оппонент полагает, что все дело именно в быстром разогреве топлива. Таком, что оно практически (как-то) испаряется еще до начала механического разрушения реактора.

Мне кажется, что если прав мой оппонент, то реакторы на быстрых нейтронах с металлическим теплоносителем не должны, в случае катастрофического разгона, успевать до начала разлета накопить существенно больше тепловой энергии , чем сравнимые по мощности водяные медленные реакторы.
Если же прав я, то все может быть заметно иначе. Или не быть - это пока вопрос.

Столько разговоров про испар топлива, а оказалась "тютелька-матютелька".

Вот! Я придумал мысленный эксперимент
Сфера из урана-235 чуть меньше критмассы. В сфере просверлено отверстие, в которое бросают шарик из того же урана-235. Когда шарик достигает центра, складывается критмасса и начинается разгон.
Что остановит ЯЦР? Каков будет выход энергии?
Этот же эксперимент можно представить в виде двух полушарий бомбы, которые сбрасывают друг на друга под действием тяжести (медленный процесс). Произойдёт всплеск, выделение энергии и полушария будут отброшены друг от друга - т.е., конец ЯЦР положит геометрия. Поэтому я предлагаю сферу с дырочкой и маленьким шариком. Либо вы можете представить себе любую подкритическую конфигурацию, которая может быть переведена в надкритическое, но механически прочное состояние. Ну, чтобы куски не могли просто разлететься не испарившись или расплавившись. Чтобы механически прочно схвачены были, но без имплозии.
Или вот! Лучше вариант: полностью критическая сфера из урана, со сквозным отверстием, в котором закреплён (в центре сферы) шарик из нейтронного яда. Шарику позволяют выпасть... Совсем упрощаем - сфера из металлического урана монолитная, но до определённого момента ЯЦР не происходит по "магическим" причинам. Потом ей позволяют начаться. Как будет эквивалент ТНТ? Как это рассчитать? Алло, спецы!
Так мы приблизимся к пониманию разгона в бридерах.


я никогда не утверждал, что испарилось 180 тонн
я писал, что испарение шло в пределах, где сложилась локальная критмасса
сколько ушло в пар? трудно сказать...под пар я подвожу и разлёт капель, приводящий к смене геометрии

Да Вы, батенька, гений!!!

Едиственно шо, шарик Ваш даже центра не достигнет, а будет выброшен оттуда (из сферы) даже с не очень большой скоростью. И ФСЁ. Никаких ужжосов в виде "испарения топлива"

Эх, так и знал, что не будут дочитывать до конца
Специально пояснил - система механически прочная. Невыстреливаемый шарик. В твёрдом виде ничё ниоткуда не отваливается. Закрыт этот путь - сами придумайте конфигурацию. Ну, можете представить, что сфера внутри полая и шар урана туда ТЕЛЕПОРТИРУЕТСЯ. Так понятней?
Я именно хотел предотвратить ответы типа "выстрелит...разорвёт...отбросит" Про "выстреливание" это мне и самому перво-наперво в голову пришло. Закрыт этот путь, сфера литая, прочнюще-твердючая.
Нужна Картина, нужен Расчёт

Уважаемый nakos!
Мы здесь обсуждаем вполне реальный "эксперимент", произошедший 26-го апреля 1986-го на ЧАЭС-4. А Ваш мысленный эксперимент, как я Вас понял, предназначен только для того, чтобы пояснить Ваши же представления о том, что произошло в реальном "эксперименте".

Так вот, в реакторе РБМК-1000 в качестве топлива использовался диоксид урана, обогащенный до 2% ураном-235. Этому топливу нет никакой нужды испаряться, или каким-то иным способом разлетаться, чтобы изменением геометрии убежать от критической массы. Из него никаким способом не получить эту критическую массу (сверхвысокие давления не рассматриваем) - не то обогащение. И тем не менее, реактор взорвался. За счет разгона ЯЦР. А критической массы не было. Не было и тогда, когда топливо еще не испарилось (если оно вообще испарилось в заметных количествах), а ЯЦР не просто шла, но и разгонялась.

Не юлите, вы утверждали, что СЦР может быть остановлена только испаром топлива.

Поздравляю, вы изобрели Леди Годиву

оффтоп а мне показался что это была идеальная сферическая бомба в вакууме

Поддерживаю.

Задача была такая на IV курсе у специальности 0311 - как надо останавливать реактор с номинала, чтобы избежать йодной ямы?

Не понял, как в этой теме вылезли быстрые реакторы. Но отвечаю. Разгон на мгновенных нейтронах возможен в тех реакторах, у которых запас реактивности больше бета-эффективного.

В цифрах. Если мы возьмём ВВЭР-1000 и загрузим его полностью кассетами с обогащением 4,4% без СВП, то в холодном состоянии получим Кэфф=1,4 и запас реактивности 0,4/1,4 = 0,3. Бета-эффективная у ВВЭР с урановым топливом равна 0,007.

Очевидно, что для ВВЭР потенциальная опасность разгона есть, и принимают соответствующие меры по её нейтрализации. Например, не занимаются фигнёй и не делают вышеописанные зоны.

У БН-350 свежий холодный Кэфф=1,1 (по памяти). Бета-эффективная для уранового топлива такая же, как для уранового ВВЭР. То есть, угроза разгона (потенциальная) сохраняется, но стоит менее остро, чем для ВВЭР.

У БН-600 свежий холодный Кэфф ещё ниже. В проектах БРЕСТ есть, как минимум, один, у которого запасы реактивности меньше беты, и разгон для него принципиально невозможен.

В запас реактивности входят, среди прочего, запасы на выгорание и отравление. У быстрых реакторов они, как правило, меньше, чем для тепловых. Поэтому на быстрых проще снизить остроту опасности разгона или вообще её устранить.

Однако говорить, что у любого быстрого реактора опасности разгона на мгновенных нет, нельзя.

Также нельзя говорить, что у любого теплового реактора всегда есть опасность разгона. Я считал, как минимум, один тепловой реактор (проект), у которого запасы реактивности были меньше беты и разгон был невозможен. Подробностей не будет, sorry.

об леди годиве я уже писал тут


именно
это относится, разумеется, только к той части топлива, что участвовала в неуправляемой ЯЦР
читайте базу по Чернобылю - локальный котёл был от силы процентов 20 от объёма АЗ
из этих 20% значительная часть, вероятно, испарилась (опять, разлёт капель, приводящий к изменению геометрии, я тоже включаю в понятие испарение, хоть это и не совсем точно)

можно вопрос - что произойдёт с реактором, у которого, как вы пишете, нет возможности разгона на мгновенных нейтронах, если резко выдернуть все СУЗы?

Вы просто таки жжоте напалмом! Не пробовали номинироваться на Нобелевку?
У вас, как оказывается, в разгоне реактора участвует не всё топливо(!) и, соответственно, выделяется не вся энергия.
Можно продолжу за вас?
В разгоняющемся реакторе не весь реактор разгоняется!(с)
Нобелевка Ваша.

ну вы монстр! не знать базы по чернобыльской катастрофе...
почитайте хоть чего-нибуть бы можно ИНСАГ-7, можно книжку Дятлова (есть на либ.ру)
локальная критичность вам такое понятие знакомо??
я вижу вы совсем неграмотны в ЧАЭС-4, самообразовывайтесь

Ой, сорри. Пост тот я видел, но забыл что это Вы писали.

kandid, почитайте про годиву, поймете, что даже бомбовый (93,7%) уран-235 не так-то просто взорвать.

По английски подобные происшествия называются Criticality accident (не знаю как это будет по-русски, что-то наподобие "аварийное достижение критичности" или "авария, связанная с критичностью"), таких аварий были десятки, но взрывов не было, даже если использовался чистый уран-235.

Аналогия с самолетом некорректно. У самолета есть физическое ограничение на минимальную скорость, связанные с аэродинамикой, и любой пилот это знает. У реактора никаких физических ограничений на минимальную мощность нет. Это - "недокументированная особенность" (читай - баг) конкретного реактора. Уже после ЧАЭС ввели ограничение на минимальную мощность (700 МВт тепловых), но до аварии таких требований не было.
Так что правильная аналогия как раз с автомобилем. А то что водитель бывало правила нарушал, взятки гаишникам давал, и распивал напитки в неположенном месте - это никакого отношения к делу не имеет.

Ну не должна, не имеет права нормальная АЗ вносить положительную реактивность, ни при каких условиях, ни при большой мощности, ни при маленькой. Неужели это так трудно понять? А если вносит, то тут ближайшая аналогия - бомба заложенная под педаль тормоза в автомобиле. Какая тут разница, пьяный водитель был или трезвый, спал или нет за рулем, превышал ли скорость? Причина то взрыва совсем не в этом!

Вот отсюда поподробнее. Мы с Кандидом несколько страниц расписали, пытаясь определить, что же мы называем ядерным взрывом.
Чем критикалити акцидент леди годивского типа отличается от взрыва бомбы пушечного типа? Скоростью сближения половинок. Но скорость эта, влияет ли на что-либо, кроме энерговыделения? КАЧЕСТВЕННАЯ разница - есть?
Мне кажется что нет. В нейтронах я признаться слабо понимаю, но нутром чую, что с нейтронной тчк зрения и Леди Годива, и Хиросима - всё едино. Просто поколений меньше, и меньше yield
Просветите меня пожалста кто-нибудь.
Если разницы нет, то получается, что каждый всплеск на Годиве был юридически взрывом?

это... А слова "реактор находится в критическом состоянии" о чем говорят?

Критичность - она не только для топлива, а топлива, и остального, что напихали в котел: топлива, замедлителя, поглотителя, теплоносителя, конструкционных материалов... в той геометрии которая есть. В разных частях разная.

Дык, в том-то и дело, все упирается в определение.
Однако, думаю все согласятся, что оплавление урановых полушарий и раскидывание их на пару метров, взрывом назвать как-то язык не повернется.
Это как раз тот случай, когда количество переходит в качество.

Однин из обязательных признаков взрыва - ударная волна.
Что бы была ударная волна, надо что бы урановые половинки хотя бы испарились (а тут они даже до конца не расплавились).

ну а в космосе? там нет и не может быть волны
а взрыв есть
нужно, нужно вырабатывать определение
найти Рубикон

Разумеется, ничего, т.к. у него сузов не было.

вау! как же оно управлялось?

Это я приплел к этой теме быстрые реакторы – мне и отвечать.

Весь разговор начался со спора о квалификации взрыва, произошедшего на ЧАЭС-4: ядреный он, или так себе?
Похоже на то, что я уговорил уйти от терминологического спора – нам ведь все же важна суть явления, а не его название. Хотя название тоже важно, но сначала, все же, суть.
Ведь если бы внутри того реактора даже произошел «настоящий» ядерный (да хоть и термоядерный) взрыв эквивалентный по энергии взрыву 50 граммов тротила, то может быть ничего особо страшного и не случилось. С другой стороны, если бы некий злой колдун как-то умудрился бы разогреть мгновенно весь графит, находящийся в реакторе, до 10000°С, то мало бы никому не показалось.

Колдунов нам рассматривать незачем – у нас есть делящийся материал. Оставляя в стороне возможность практической реализации, попробуем оценить верхнюю границу энергетического потенциала того реактора.
180 тонн топлива, видимо, относятся все же к диоксиду урана, а не к чистому урану. Пересчет дает ~159 тонн чистого урана. Для круглости пусть будет 150 тонн.
Для энергии деления ядра урана приводятся разные цифры – возьмем 80*10⁹ КДж/кг
80*10⁹ * 150*10³=120*10¹⁴ КДж.
Тротиловый эквивалент принят равным 4184 КДж/кг. Делим одно на другое и получаем ~2800 мегатонн тротилового эквивалента – «Кузькина мать» плачет от зависти.

Я эти прикидки привел не потому, что нечто похожее может произойти, но для того, чтобы показать: есть куда расти.
Это даже не теоретически, а гипотетически. А практически?

Практически нас не интересует возможность приближения к гипотетическому варианту. Нас интересует нечто другое: возможен ли ядерный инцидент на АЭС, существенно превосходящий по выделенной энергии катастрофу на ЧАЭС-4? Гипотетический предел, рассчитанный на основании количества делящегося материала, нас никак устроить не может. На самом деле нас не устроит и планка только на один порядок превышающая чернобыльскую катастрофу. Да нас и та катастрофа никак не устраивает. В этом месте вопрос разветвляется на два.

1. Нужны гарантии того, что ни при каких обстоятельствах ядерный реактор не перейдет в режим неуправляемого разгона (управляемый рост мощности нужен – как иначе вводить реактор в рабочий режим?)
2. Нужны гарантии, что если все же неуправляемый разгон произойдет, то масштаб катастрофы не будет на порядки больше, чем то, что уже было.

Да, – нас никак не устраивает и то, что было. Но это вопрос №1. А вопрос №2, думаю, требует уточнения.

Рассуждения о надежности ведутся, как правило, в вероятностных терминах. Предположим, что мы как-то умудрились снизить вероятность неуправляемого разгона в миллион раз. Мало? Хорошо – пусть будет в миллиард раз.
Прогресс, в смысле вопроса №1, налицо. Но если цена прогресса такая, что в случае неуправляемого разгона освободится в десять раз больше энергии, чем в чернобыльской катастрофе, то такой прогресс нас устроить не может. Вот отсюда и возникает постановка вопроса №2.

Почему этот вопрос мне представляется важным? Мне подсказывают, что к настоящему времени произошло очень много ядерных инцидентов, но ничего, напоминающего по эффекту взрыв бомбы над Хиросимой, не было. И не будет – подсказывают мне, - потому что реактор – очень скверная бомба.

А я и не спорю с тем, что реактор – скверная бомба.
На Хиросиму сбросили бомбу с очень низким КПД – сейчас вроде таких не делают. Там прореагировало всего-то что-то около 1% урана. Предположим, что реактор еще «хуже» в 100 раз. Делим 2800 мегатонн на 10000 и получаем тротиловый эквивалент в 280 килотонн. Мало? Добавим сюда дополнительные поражающие факторы, которых не было в Чернобыле, но которые обязательно появятся при взрыве такой мощности.

Я считаю – и, думаю, не только я, – что на ЧАЭС-4 произошла максимально возможная по выделенной энергии авария (речь идет о порядках величин).
Этот тип реактора модернизировали – теперь там такого инцидента произойти не может. Так говорят. Пусть говорят. Но если все же вдруг, то сильно хуже, чем уже случилось, не будет.

А что с другими типами реактора?
Мне кажется, что с водяными реакторами на тепловых нейтронах, независимо от конструкции, на порядок более мощной катастрофы произойти не может – какие-то доводы уже приводил.

А что с быстрыми реакторами с ЖМТ?
Вот так они и появились в этой теме.


Загадками изъясняться изволите, уважаемый AtomInfo.Ru.
Я вовсе не утверждаю, что написанное Вами – неверно.
Я всего лишь намекаю, что человеку, мало знакомому с этими делами, и не понять, насколько верно, написанное Вами.

На уровне моего понимания (или не понимания):
Вы толкуете о возможности или невозможности возникновения неуправляемого разгона.
Если так, то и ладно – будем считать, что будущие реакторы на быстрых нейтронах не смогут войти в режим неуправляемого разгона. Вообще не смогут – ни при каких обстоятельствах. Что будет, если такой реактор войдет в режим потенциально управляемого разгона, но средства управления сломались (все!) или оператор-самоубийца будет активно мешать автоматическому управлению?

В этом случае я вижу только один вариант прекращения разгона – взрыв реактора. Этот механизм прекращения реакции обеспечивает сама реакция, а не внешние воздействия.
Вы видите какие-то другие возможности в случае, если запас реактивности меньше бета-эффективной? Напоминаю: внешние воздействия не рассматриваем – берем только то, что гарантирует физика процесса. В качестве примера можете рассмотреть конкретный известный Вам пример реактора «БРЕСТ», о котором Вы пишите, что там что-то невозможно.


А этого здесь никто и не говорил. Даже я, который о быстрых реакторах здесь говорил больше всех, ничего не утверждал, а только спрашивал: нет ли опасности того, что разгон быстрого реактора приведет к существенно большим масштабам катастрофы, чем чернобыльская катастрофа? Если низкий запас реактивности этого типа реактора дает четкий отрицательный ответ на этот вопрос, то я пока не понял обоснование такого ответа.

Саморегулирование.
На запаздывающих нейтронах добиться этого вполне возможно. Времена большие, успевают срабатывать другие эффекты, снижающие реактивность.

А зачем? Природный ядерный реактор в Окло

Kandid

если вкратце, то в реакторах есть механизмы отрицательной обратной связи. Например, реактивность поднялась выше нуля -> температура топлива выросла -> реактивность упала. Если разгон "управляемый", то всё вполне может завершиться благополучно даже без вмешательства человека или систем управления.

При разгоне на мгновенных нейтронах времена процессов таковы, что большинство связей отрабатывать не успевают.

Без контекста – ни о чем.
Это следствие (такое вот у меня мнение) того, что в ядерной физике (здесь у нас разговор только о ней) слишком широко пользуются технологическим жаргоном, который, на самом деле, появился не из стремления дать четкое определение понятию, с целью его выделения, а из сиюминутной технологической потребности. В результате (ну вот так мне кажется) сами господа физики не всегда четко понимают, о чем идет речь.

Кроме замотанного понятия критичности, можно было бы еще указать саму СЦР и разгон на мгновенных нейтронах. Да и с коэффициентом размножения нейтронов не все хорошо.

С цепной реакцией связано два коэффициента, которые можно было бы назвать коэффициентом размножения нейтронов. Так случилось, что оба коэффициента нужно держать очень близко к единице. Из начального объяснения сути цепной реакции естественным образом (интуитивно понятно) появляется один коэффициент, но для управления реакцией важен другой. А для атомной бомбы и, следовательно, для безопасности энергетических реакторов, важны оба. Разделения этих двух коэффициентов господа физики не делают.

Уважаемый AtomInfo.Ru!
Все-таки это две большие разницы - "может завершиться благополучно" и "обязательно завершится благополучно".

Если реактор устроен так, что все "обязательно завершится благополучно", то мы имеем 100% гарантии в смысле того вопроса №1, и вопросом №2 можно не интересоваться.

Но можно ли говорить о 100% гарантии, если гарантия получена в результате расчета, основанного на потенциально изменяемых параметрах реактора? В результате механического повреждения (землетрясение + незамеченный дефект ТВС) ТВЭЛ'ы сложились кучкой - как это считать? Мало вероятно? Пусть так. Но если не исключено на 100%, то мы обязаны интересоваться вопросом №2, а не только вопросом №1. Я-то только на это упираю.

А что тут непонятного? По "физике" как раз просто. подкритическое состояние ЦР гаснет, надкритическое - СЦР разгоняется, критическое - остается на неизменном уровне.



ну разгон на мгновенных нейтронах - это бум или бада-бум.




А нет никакого размножения на запаждывающий нейтронах. Запаздывающие нейтроны есть. Они важны для управления реактором. А вот рамножения только на запаздывающих - нет. Доля запаздывающих нейтронов мала. Но запаздывающие нейтроны образуются как ядра стукнутого мгновенным так и запаздывающим нейтроном. Очевидно, что бОльшая часть запаздывающих образуется из ядер стукнутых мгновенными нейтронами (просто потому, что их больше).
И разделение физики делают. Просто для объяснений "на пальцах" это не особо важно (а может раньше было секретно, а теперь есть в википедиях). А для расчетов все равно, наверное нужно брать более сложные формулы. Потому, что запаздывающие велетают не сторого через 20.15915 сек (число с потолка), а тоже имеют какое-то сложное распределение по времени запаздывания.
Ну а так как, очевидно, что в ректоре коэффициент по быстрым нейтронам только чуть-чуть меньше единицы, реактор большой, к кучей обратных связей, а точных методов локального измерения коэффициента нет, то и ограничивают период удвоения мощности достаточно большими величинами (десяки минут), чтобы в каком-то месте не случился бум.

Уважаемый XBOCT!
Хотя я считаю, что строгость (однозначность) используемых понятий - очень важный вопрос, у меня есть сильные сомнения по поводу развития этой темы здесь именно мной - человеком, весьма далеким от ядерной физики и атомной энергетики. Насколько я понимаю, форум создан прежде всего для общения между собой людей из отрасли, а для информирования общественности есть информационная часть сайта.

Возможно я ошибаюсь. Но даже допуская это, я не могу решиться самостоятельно устраивать здесь разбор понятий ядерной физики. Ведь если это устраивать, то надо устраивать серьезно. Польза могла бы быть. Если я ошибаюсь, считая используемые понятия недостаточно определенными (эту-то мою ошибку уж точно нельзя исключать), то польза могла бы быть именно в популяризации каких-то знаний о ядерной физике, так как знающие люди в процессе разборок развеяли бы всякие сомнения. Но разве форум - учебный центр? Это точно не мой вопрос.

Поэтому я воздерживаюсь от ответа на Ваш вопрос "А что тут непонятного?". Отмечу только одно обстоятельство.
Ваши рассуждения о запаздывающих и мгновенных нейтронах не имеют отношения к двум коэффициентам размножения нейтронов. Но они имеют прямое отношение к неопределенности словосочетания "разгон на мгновенных нейтронах".

Я вообщем-то тоже не ядреный физик, но по-моему как раз "критическое состояние" вполне понятный термин. Когда СЦР продолжается на том же уровне. Может остаться вопрос "локальности", так как реактор - это не точечный объект, и в разных его частях может быть разное состояние критичности.




Можно уточнить, про какие два коэффициента размножения идет речь?

А можно уточнить? 150 тонн того самого урана, который делится (235ый и какой там еще) или же 150 тонн смеси различных изотопов? Imho, второе. Мне просто интересно стало - жахнуть должны все 150 тонн или только то, что к 238ому не относится?

P.S. Прошу не пинать больно за глупый вопрос - ну не спец я, совсем не спец.

В моей прикидке речь идет только об уране. Вообще-то вынужденно делиться при обстреле нейтронами могут не только всякие ураны и им подобные. Можно расколоть даже ядро стабильного изотопа. Но всякого такого в тех 150 тоннах достаточно мало - можно не учитывать. Прикидка-то очень грубая и призвана была показать, что физическое ограничение по количеству "взрывчатки" слишком далеко. Иными словами - его можно не учитывать в том смысле, что вот предел и хуже не будет. А можно было бы и учесть. Например, потратить усилия (весьма значительные!) на придумывание реактора с очень небольшим количеством топлива - таким, что если и жахнет, то не так уж и страшно.

Вообще-то делится только уран-235.
238 немного тоже, но его вклад порядка 10% в лучшем случае.
Можно прикинуть так.
В Чернобыле было 150 т урана, с обогащением 1.8% (причем он еще и частично выгорел, значит даже меньше, пусть будет 1%)
Итого 1.5 тонны урана-235.
В хиросимской бомбе было 64 кг, из которых прореагировал всего 1 кг (что соответствует эквиваленту 20 кт)
Если тут предположить такую же пропорцию, то прореагирует 23 кг из 1500, то есть ~40 Мт.
Но, конечно, странно предполагать от реактора такую же эффективность, как в бомбе.
Уже где то я делал подсчет, что время смены поколения нейтронов в бомбе на 8 порядков меньше, чем в реакторе.
Если предположить, что мощность, которая успеет выделится до разлета, на столько же порядков меньше, то получится 40 Мт/100 млн ~ полтонны тротилового эквивалента.

Попробую объяснить попроще.
Бета - это доля запаздывающих нейтронов. Если коэффициент размножения больше 1+бета, то реактор взорвется.
Если коэффициент размножение близок к 1, то удобнее использовать понятие реактивности, т.е. 1-бета.
Если реактивность больше 0 то реактор разгоняется, если меньше то глохнет.
Оперативный запас реактивности - это реактивность, которая появится, если полностью вытащить из активной зоны все поглощающие стержни.
Смысл слов AtomInfo.Ru был именно такой: если ОЗР больше бета (0.007 для урана) то реактор теоретически может взорваться.
Если нет, то даже теоретически это невозможно. Если даже оператор (по ошибке например) вытащит все стержни из АЗ, то пойдет разгон, но не на мгновенных нейтронах, и автоматика успеет среагировать.
Что бы ОЗР был низким, в АЗ добавляют дополнительные поглотители нейтронов, которые убрать нельзя (как стержни).
Физически это может быть реализовано по-разному, например борная кислота в воде ВВЭР, или дополнитльные поглотители в РБМК, или добавка сильно поглощающего нейтроны вещества непосредственно в топливо.
Важно, что некоторый запас реактивности надо иметь на случай отравления реактора, иначе он просто заглохнуть может.
Так вот, прикол быстрых реакторов в том, что сечение поглощения быстрых нейтронов существенно меньше чем тепловых, и поэтому тот же ксенон и другие яды и шлаки влияет на реактивность гораздо меньше, чем в тепловом реакторе, поэтому запас реактивности можно держать несколько меньше. Отсюда и большая безопасность.
Я так понимаю, вы боитесь за безопасность БН, потому что там скорость смены поколений нейтронов гораздо больше чем в тепловом (не на 8 порядков медленнее чем в бомбе, а только на 3-4). Однако, необходимое условие взрыва - разгон на мгновенных нейтронах, остальное уже тонкости. Если ОЗР < бета, то такой разгон невозможен в принципе.

Быстрый реактор быстро взорвётся.

Эти простые объяснения мне известны. Но, во-первых, Ваш рассказ требует, как мне кажется, уточнения, и, во-вторых, видимо, требуется уточнение моих недоумений.

Сначала о моих недоумениях.
Хотя я соответствующее слово выделил, но вот Вы его как-то не заметили. Еще раз подчеркиваю: опасность представляет не разгон реактора, а неуправляемый разгон. Строить реактор, которые в принципе нельзя разогнать, то есть такой, что в нем коэффициент размножения нейтронов нельзя поднять выше единицы – это же полная бессмыслица: как такой реактор выводить на мощность? Внешний источник нейтронов? Так это же совсем другая песня, которую мы здесь не поем.

Теперь уточнения.
Есть как бы два барьера, отделяющие реактор на тепловых нейтронов от атомной бомбы.

Первый барьер – это преимущественное деление на тепловых нейтронах. Новорожденные нейтроны – быстрые. Это относится как к мгновенным, так и к запаздывающим нейтронам. Сечение взаимодействия с ними существенно меньше, чем сечение взаимодействия с тепловыми нейтронами. Особенно для ²³⁵U. Если поток нейтронов и/или плотность топлива относительно невелики, то вклад реакции взаимодействия с быстрыми нейтронами в порождение новых нейтронов относительно мал.
Но, чтобы нейтрону стать тепловым (рождается-то он быстрым), нужно время. Этого увеличения времени жизни поколения нейтронов совершенно недостаточно, чтобы успевать управлять реакцией. Но его достаточно, чтобы реактор не стал атомной бомбой. Поскольку разгон на тепловых нейтронах относительно медленный, реактор разорвет раньше, чем он перейдет в новое качество. Так мне кажется. Да и Вы сами писали о том, что разница между бомбой и реактором, с точки зрения нейтронного цикла, существенная.

Но вот если плотность потока нейтронов возрастет на порядки, то непропорционально возрастет доля делений на быстрых нейтронах. Непропорционально потому, что цикл обращения быстрых нейтронов очень мал. То есть, начиная с какой-то плотности потока нейтронов, процесс размножения может стать подобным тому, что происходит в атомной бомбе. А там уже и ²³⁸U вполне себе боец.

Второй барьер – запаздывающие нейтроны. Хотя их относительно мало, они настолько увеличивают время нейтронного цикла, что реактором становится возможным управлять.
Идея управления состоит в том, что коэффициент размножения нейтронов, рассчитанный только для мгновенных нейтронов, всегда держится меньшим единицы. Как это достигается – конструкцией реактора, или способом управления – другой вопрос. Суммарный же коэффициент размножения нейтронов, когда учитываются и запаздывающие нейтроны, может быть и меньше (снижаем мощность), и больше (увеличиваем мощность) единицы. Вот в этой схеме – и только в ней – и имеет значение соотношение ОЗР и пресловутой бета. Получается так, что если мы сконструируем такой реактор, что ОЗР всегда меньше бета, что, как я понимаю, эквивалентно тому, что коэффициент размножения только на мгновенных нейтронах всегда меньше единице, то вот таким реактором мы всегда сможем управлять. Сможем в том смысле, что он не войдет в режим, когда исправная система управления просто не будет поспевать за ростом мощности (это ведь и случилось на ЧАЭС-4). Но сама по себе такая конструкция не сможет ведь гарантировать того, что система управления всегда будет исправной. Во всяком случае, на моем уровне понимания таких гарантий не видно.

Да, так вот. Если чего такое случится, то реактору на тепловых нейтронах, прежде чем он доберется до состояния атомной бомбы, нужно преодолеть первый барьер. Я полагаю, что реактору с водяным теплоносителем это не удастся. Вот из-за тех его самых как бы нехороших свойств: вода или вода с паром в нем уже находятся под высоким давлением. Из-за чего у него имеется склонность к паровому взрыву.

А вот реактору на быстрых нейтронах первый барьер преодолевать не нужно – в нем уже идет деление на быстрых нейтронах, в нем плотность нейтронного потока уже достаточно высокая, а топливо и само по себе, и по геометрии приспособлено делиться именно на быстрых нейтронах.
Дополнительное отягчающее обстоятельство: реакторы с ЖМТ не склонны к паровому взрыву. В особенности это касается тяжелого теплоносителя - очень уж высокая температура кипения.

Ну, вот как-то так.
Напоследок: не стоит воспринимать изложенное здесь, как нечто соответствующее истинному положению дел. Это просто изложение моих представлений. Изложено для того, чтобы людям, желающим внести ясность, было понятнее происхождение сомнений.