Открытая.

Закрытую я б не стал писать

Упрёк принимается

Исправить на "малые уровни"

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

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

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?

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.

с натриевым ли?

пишут про воду

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

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

вики дает ссылку сюда:
http://www.defenseindustrydaily.com/design...rcarrier-01494/

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

там ссылка на карл винстон. Который Нимитц, но далеко не первый.
http://www.defenseindustrydaily.com/cvn-70...ntenance-01554/

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

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.

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

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.

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 ). 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.

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

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

И еще их достаточно большое количество.

Это в метрах или Герцах?

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?

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.

Спасибо!

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

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.


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

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.

В штуках

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.

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 - 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.

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.

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.

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

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

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.

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.



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

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....

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.



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 Смысла нет.

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?

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

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...

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?

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?

Это чисто русский прикол, насколько понимаю 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.



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.



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
Из открытых материалов неплохое интервью получилось у Страны Росатом, благо, что бравший его человек - участник нашего форума Герой интервью - собственно, один из российских разработчиков центрифуг.
http://atominfo.ru/news7/g0290.htm

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.

ВВЭР-1000 - смотреть, начиная с "Рабочими органами СУЗ являются поглощающие стержни".

Такой же ответ. Посмотрите статью про ВВЭР-1000 в википедии. Описано хорошо и правильно. Параграф "Система управления и защиты".

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.

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 тонкостенную трубку из циркония диаметром 8,2 мм. 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.

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.



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.



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.

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

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 ).

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

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

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".

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?