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

Чуйка была 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?

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

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

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?

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%.

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%.

Как то вы странно трактуете... Что значит "ловит"?

"Все страньше и страньше" (Алиса). В действительности, дейтериум поглощает нейтрон, правда сечение реакции не большое, с образованием трития.

Пока единственная верная фраза из поста.


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

Спасибо за комменты

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

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.

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."

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?

Dozik,

мягше надо быть к людям

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

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, 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.

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

Вообще жесть.

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

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...

www,

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

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

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 "интересных".

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...?

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 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.

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

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.

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.
Конечно с поправкой на "понятие" пенсия в Канаде.

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.

www Ветку открыл инженер Гарин
Да мега реалити шоу.Интерес стал проявлятся, когда они всё никак немогли подать электричество. я долго работал электриком ремонтником
Большинству просто не интересно это всё железо.А вот с 1 категорией это уже посерьёзней будет.
можно обратится к древнегреческим мифам-Вы просто запускаете Пандор машину А на Фуксе и в Чернобыле и много ещё где ларец Пандоры, открыли.

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

XBOCT,

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

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)

То есть эта красота
не работает. Спасибо, понятно.

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?

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.

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.

barvi7Да уж с учетом большого количества типов реакторов можно и F1 организовать. Ядерные боезаряды не участвуют :

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

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.

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

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 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

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

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

Обычно, по умолчанию, указывается от номинала.

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.

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

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.