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 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.

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

Интересное - подчёркнуто красным.

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

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?

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.

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 вот этой 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 "ТурбоАтом" 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.

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

Nod
ответы на некоторые ваши технические вопросы вы можете найти в комментариях к вот этим статьям - http://www.proatom.ru/modules.php?name=New...le&sid=2330 и http://www.proatom.ru/modules.php?name=New...cle&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/steamturbin..._60_3000_1.aspx
2. http://www.power-m.ru/products/steamturbin..._60_3000_2.aspx
3. http://www.power-m.ru/products/steamturbin..._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.

у французов, ЕМНИП, были и газографитовые чудища

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...

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?

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".

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

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

Спекулятивно - для предотвращения конденсации?

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?

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.

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

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?

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

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

Виртуальное путешествие по Балаковской АЭС.
Очень интересно и познавательно.
Надеюсь наши не подкачают
http://www.atominfo.ru/newsb/k0200.htm

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 , 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?

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.

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".

Прям как в Чернобыле перед инцидентом.

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.

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.

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

С уважением, Красимир Христов

судя по всему, увидеть ее можно только в информационном центре - http://www.rnpp.rv.ua/ru/dopolnitelnye-raz...9/article/1482/ (последняя строчка).

что такое CANDU-BWR?

Тяжёловодник с кипением.
http://econtent.unm.edu/cgi-bin/showfile.e...filename=67.pdf

А такое возможно в принципе? Типа кипящий канальный реактор c тяжеловодным теплоносителем-замедлителем?
Антоним - "тяжеловодный РБМК"
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.

Оно еще оказывается и работало...

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

Это Gentilly-1.

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

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?

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?

я думал там транмутировавшей грязи уже накопилсь

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"

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.

В одной книжке прочел следующее

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?

Написаное выше

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...".

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. 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.

По Википеди-и на 28 МВт.
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".