Помощь · Поиск · Пользователи · Календарь
Полная версия этой страницы: АЭС для "чайников"
Форум AtomInfo.Ru > Атом > Разные стороны атома
Страницы: 1, 2, 3, 4, 5, 6, 7, 8, 9, 10, 11, 12, 13
anarxi
Цитата(asv363 @ 6.9.2013, 23:50) *
Радиационное охрупчивание. Классика.?
Сообщение из соседнего раздела. Перед ним идет ролик, где некий объект, вероятно кран, складывается пополам.

Ну, не на лапопам,
а так, только верхняя часть.
Я же сказал, пошел делать сепуку cool.gif

Цитата
После того, как смертельная рана была нанесена, в дело вступал ассистент - кайсяку, и одним ударом большого самурайского меча (катаны) сносил самураю голову....
...Участие главного ассистента тоже было четко регламентировано. Сначала он занимал удобную для удара позицию сбоку и сзади самоубийцы, освобождал свое плечо от одежды и смачивал лезвие катаны чистой водой. Потом медленно проводил мечом у его лица, давая тому понять, что готов выполнять свои обязанности. После этого кайсяку замахивался и выжидал подходящего момента....
....Однако просто снести голову - чтобы она отделилась от тела и упала на землю или помост, долгое время считалось ненадлежащим исполнением обязанностей и серьезным проступком, бросающим тень на репутацию самурая, выступающего в роли ассистента. По этой причине никто не стремился выступать в роли кайсяку: славы это не добавляло, а вот осрамиться, в случае неудачного удара катаной, было можно.

....нанесение точно рассчитанного, умелого удара, после которого голова не слетала бы с плеч, а оставалась висеть на лоскутке кожи. ....

....Любопытно, но в роли кайсяку мог выступить и заклятый враг. В этом случае он оказывал исключительное уважение мужеству побежденного противника, а вовсе не выступал в позорной роли палача, как это могло показаться.
Это было делом чести, признания доблести противника, а вовсе не глумления над ним.
http://www.proza.ru/2010/01/31/506

Жесткий пятничный офтоп, уж не обессудьте. rolleyes.gif
Pakman
QUOTE(asv363 @ 7.9.2013, 1:50) *
Собственно вопрос: Возможно ли радиационное охрупчивание конструкционных материалов под воздействием бета или гамма излучения?

Под воздействием бета вряд ли, а вот под гамма - вполне. Лет через миллион.
Вот, изучай: Действие ядерных излучений на структуру вещества.
QUOTE
Для электронов сечение выбивания имеет порядок десятков барн, но сечения возбуждения и ионизации электронов (в пересчете на один атом) имеют значительно большую величину. Для гамма - квантов в наиболее интересной для практики области энергий в несколько МэВ наибольшее сечение имеет процесс образования комптоновских электронов. Поэтому при гамма- облучении атомы выбиваются из решетки в основном комптон - электронами. Но если электронный пучок создает выбитые атомы только в поверхностном слое, то гамма -излучение выбивает атомы во всем объеме вещества.


Ну и, к слову, если некоторые сообщения здесь на форуме не содержат смайликов, это ещё не значит, что их надо воспринимать серьёзно.
armadillo
http://www.military-informant.com/index.ph...triomphant.html
у французов что, на флоте BWR?
barvi7
QUOTE(armadillo @ 6.12.2013, 11:56) *
http://www.military-informant.com/index.ph...triomphant.html
у французов что, на флоте BWR?

По ссылке есть информация
ГЭУ включает ядерный реактор, компенсатор объема, парогенератор, биологическую защиту, две паротурбинные установки, ....
17th Guest
17th: Сейчас на 3-м блоке Ростовской (Волгодонской АЭС) осуществляется пролив на открытом реакторе, потом будут загружены 163 имитатора ТВС и осуществлена горячая обкатка. Это как, будут загружены 163 тэна на 3000 МВт тепловой мощности?
alex_bykov: Если коротко, то имитаторы ТВС нужны для этапов холодной и горячей обкатки реактора. При этом испытывается не только основное оборудование на плотность и прочность, но и снимаются основные теплогидравлические и вибрационные характеристики внутрикорпусных устройств. Тепловая мощность на этих испытаниях ==0, Турбинный остров не подключается. По результатам испытаний могут быть приняты решения о необходимых доработках, и далее принимается решение о выходе на этап физпуска (загрузка топлива и вывод РУ на минимальный контролируемый уровень мощности. Только после этого начинаются этапы освоения мощности (в зоне уже реальное топливо, а не болванки-имитаторы), на этом этапе добираются до 3000 МВт (тепловых).
17th: теплогидравлические и вибрационные характеристики внутрикорпусных устройств снимаются на какой тепловой (имитируемой) мощности?
alex_bykov: См. выше - на НУЛЕВОЙ. Т.е. температуры рабочие, но энерговыделения нет, т.к. нет топлива. Разогрев до рабочих параметров производится ГЦН (у них мощность около 5 МВт).
17th: 163 ТВС - это максимальная загрузка ВВЭР-1000/320?
alex_bykov: Геометрия реактора задана раз и навсегда. Теоретически можно только вместо кассеты установить вытеснитель-имитатор (ни разу не использованная опция). Т.е. количество кассет теоретически может оказаться меньше 163, больше - нет, всунуть некуда - не дрова.
17th: Так имитаторы - это лишь геометрические болванки? Я то думал, что полноценные, греющие (но не атомные) сборки...
alex_bykov: То, что загружают в реактор - болванки с идентичными реальным массо-габаритными характеристиками. Примерно те же кассеты, но топливо заменено на свинец/сплавы. Вместо некоторых твэлов устанавливают измерительные приборы.
"Обогреваемые" имитаторы используются только на стендовых испытаниях макетов кассет.
Smith
QUOTE(17th Guest @ 4.4.2014, 22:34) *
Про полную загрузку ВВЭР-1000/320 где можно узнать кроме спец.литературы

вот еще немного полезного - клик
Smith
QUOTE(17th Guest @ 4.4.2014, 23:09) *
17th: 163 ТВС - это максимальная загрузка ВВЭР-1000/320?
alex_bykov: Геометрия реактора задана раз и навсегда. Теоретически можно только вместо кассеты установить вытеснитель-имитатор (ни разу не использованная опция). Т.е. количество кассет теоретически может оказаться меньше 163, больше - нет, всунуть некуда - не дрова.

на всякий случай уточню, чтобы у 17th Guest в дальнейшем не сильно порвался шаблон, что сказанное alex_bykov относится именно к ВВЭР, а вот у БН количество ТВС в стартовой загрузке меняется "легко и непринужденно", в зависимости от типа топлива и преследуемых целей (наработка или, напротив, выжигание) rolleyes.gif
armadillo
эмм есть какие-то заданные конфигурации или каждый раз считается заново?
или имеется ввиду активная зона и переменное число облучаемых ТВС снаружи?
Smith
QUOTE(armadillo @ 7.4.2014, 10:03) *
эмм есть какие-то заданные конфигурации или каждый раз считается заново?
или имеется ввиду активная зона и переменное число облучаемых ТВС снаружи?

по сути, меняться может как количество ТВС а.з. (пуск, теоретически, может быть только на уране, только на МОКС (а тут развилка - вибро или таблетка :-) ) или же на гибридной зоне), так и БВ.
по поводу того, как именно считается, точно не скажу.
VitFF
А вот кому дилетантский вопрос? Сколько пролетит нейтрон от Pu-Be источника в воде в статусе быстрого, а затем в статусе теплового? Если можно сошлитесь на первоисточник. Инженерная задача. Знаний нет.
AtomInfo.Ru
QUOTE(VitFF @ 21.4.2014, 21:47) *
А вот кому дилетантский вопрос? Сколько пролетит нейтрон от Pu-Be источника в воде в статусе быстрого, а затем в статусе теплового? Если можно сошлитесь на первоисточник. Инженерная задача. Знаний нет.


А если по-тупому подойти? Допустим, источник точечный, а энергия нейтронов источника равна средней энергии нейтронов деления (это несколько меньше, чем от Pu-Be, если правильно понимаю).

Тогда надтепловым он пролетит корень из возраста, а тепловым он покроет расстояние, равное длине диффузии.

Чтобы далеко не рыться по учебникам, посмотрел в Яндексе. По ссылке Табл.2.2
http://energetika.in.ua/ru/books/book-4/part-1/section-2/2-1

Длина диффузии в воде = 2,69 см.
Возраст в воде = 26,9 см.

Итого,

в статусе надтеплового = корень(26,9) = 5,19 см.
в статусе теплового = 2,69 см.

Но настаивать не буду.

Barvi7 можно спросить в украинской ветке. Человек разбирается smile.gif
alex_bykov
"Быстрый" нейтрон - это всё-таки не надтепловой (грубо говоря, быстрый в водо-водяных и прочих установках на тепловом и промежуточном спектре он только до первого столкновения /если более точно, то до первого столкновения с ядром лёгкого элемента/ - Саша не зря написал про такой термин, как возраст - энергия теряется логарифмически).
barvi7
QUOTE(VitFF @ 21.4.2014, 21:47) *
А вот кому дилетантский вопрос? Сколько пролетит нейтрон от Pu-Be источника в воде в статусе быстрого, а затем в статусе теплового? Если можно сошлитесь на первоисточник. Инженерная задача. Знаний нет.

Инженерная задача . . . dry.gif
1. "Теорию" можно найти в разделах ЗАМЕДЛЕНИЕ НЕЙТРОНОВ и ДИФФУЗИЯ НЕЙТРОНОВ в любом "приличном" учебнике по физике реакторов.
2. Задача "сложная": во-первых, как уже указывалось, спектр нейтронов Pu-Be источника от 0 до 11 МэВ (учитывать обязательно);
Во-вторых, вопрос: сколько пролетит нейтрон? - "не корректен , - ответ лежит в диапазоне от 0 мм до 1 км и более rolleyes.gif - с "определенной вероятностью.
"Инженерно" можно охарактеризовать только средние "параметры" - это средний квадрат смещения нейтрона в процессе замедления и диффузии.
Средний квадрат смещения нейтрона в процессе замедления равен шести "возрастам" нейтрона (возраст зависит от начальной энергии нейтрона)
Средний квадрат смещения нейтрона в процессе диффузии равен шести "длинам диффузии в квадрате" нейтрона.
Примерные значения "возраста" нейтрона и "длины диффузии" нейтрона приведены в ответе AtomInfo.Ru
Таким образом,можно найти на сколько "в среднем" сместится от места "рождения" заданный нейтрон Pu-Be источника в процессе замедления и в процессе диффузии.
Задача решается "Точно" методами Монте-Карло в пакетах MCNP, Geant и/или др.
AtomInfo.Ru
QUOTE(barvi7 @ 28.4.2014, 21:19) *
2. Задача "сложная": во-первых, как уже указывалось, спектр нейтронов Pu-Be источника от 0 до 11 МэВ (учитывать обязательно);


Фига себе!

А у него там какого-нибудь ярко выраженного максимума в спектре нет? Иначе какую энергию считать начальной? Не брать же, в самом деле, интеграл от 0 до 11 МэВ.
barvi7
QUOTE(AtomInfo.Ru @ 28.4.2014, 21:56) *
А у него там какого-нибудь ярко выраженного максимума в спектре нет? Иначе какую энергию считать начальной? Не брать же, в самом деле, интеграл от 0 до 11 МэВ.

Спектр Pu-Be (как и "аналогичных" - Po-Be, Ra-Be, . . .) очень "сложный" - несколько максимумов, у "нашего Pu-Be" наибольший на 4 Мэв, средняя энергия нейтронов - 4,5 МэВ. (lданные в литературе могут отличаться)
"Сложность" в том, что ~10 Мэв нейтроны, которых ~ 5-10% дают основную (~99% rolleyes.gif ) "дозовую" нагрузку на "больших" расстояниях.
Поэтому для инженерных, в т.ч. и радиационных расчетов, необходимо, в самом деле, брать нейтроны от 0 до 11 МэВ (точнее 10,74 МэВ) smile.gif rolleyes.gif .
kandid
Мне показалось, что эта ветка как раз для таких вопросов, что я собираюсь задать. Если ошибся, то надеюсь на прощение.

Итак. Реактор, скажем, ВВЭР.
Подкладываем новенького топлива. Важно - не закладываем новое топливо, а именно подкладываем.
Треть из центра вынимаем. Промежуточные между центром и периферией ТВС перемещаем в центр. Периферию двигаем в промежуток. На периферию ставим СЯТ.
Такой метод организации градиента по выгоранию от центра к периферии чего-то важное как раз выравнивает. И потому все хорошо, все красиво. А вот если бы все ТВС имели бы одинаковое выгорание - например, когда все новье, - то чего-то важное было бы уже не таким ровным, уже не все было бы хорошо, не все красиво.

А как же с запуском нового реактора? Никогда не слышал о том, что для выравнивания чего-то важного на новый реактор завозят откуда-то ОЯТ. Сильно подозреваю, что не завозят. А как тогда?

Гипотеза у меня есть. Но не хочется выдумывать, когда есть возможнсть просто спросить.

СПАСИБО!
AtomInfo.Ru
QUOTE(kandid @ 2.7.2014, 22:20) *
А как же с запуском нового реактора? Никогда не слышал о том, что для выравнивания чего-то важного на новый реактор завозят откуда-то ОЯТ. Сильно подозреваю, что не завозят. А как тогда?


Используются кассеты с разным обогащением. Роль выгоревших кассет берут на себя кассеты с меньшим обогащением.
kandid
Цитата(AtomInfo.Ru @ 2.7.2014, 22:37) *
Используются кассеты с разным обогащением. Роль выгоревших кассет берут на себя кассеты с меньшим обогащением.

Ха! Это много проще того, что пришло в голову мне. И надежнее.

СПАСИБО!
MVS
Сорри, если где-то было, но не нашел.

Такой вопрос: для каких типов реакторов нужен пусковой источник нейтронов для первой кампании? Скажем, я слышал, что и в легководниках используется, а без него можно запустить?
AtomInfo.Ru
QUOTE(MVS @ 20.9.2014, 23:48) *
Такой вопрос: для каких типов реакторов нужен пусковой источник нейтронов для первой кампании?


В реакторах с урановым топливом.

Реактор на MOX можно пустить без источника, за счёт нейтронов спонтанного деления от изотопов плутония. В прошлой жизни в соседней комнате считали такой пуск для БН-800.
инженер_Гарин
QUOTE(MVS @ 20.9.2014, 23:48) *
Сорри, если где-то было, но не нашел.

Такой вопрос: для каких типов реакторов нужен пусковой источник нейтронов для первой кампании? Скажем, я слышал, что и в легководниках используется, а без него можно запустить?


Довелось запускать четыре новеньких реактора, на совершенно новой загрузке (440, 1000). Источник во всех случаях не понадобился, хотя был в наличии
MVS
Спасибо, но ответы несколько противоречат друг другу. smile.gif Для чего же всё-таки нужен источник?
MVS
В БН-ах на уране, насколько я понимаю, источник нужен из-за меньшего содержания 238 в топливе...
alex_bykov
QUOTE(MVS @ 21.9.2014, 1:32) *
Спасибо, но ответы несколько противоречат друг другу. smile.gif Для чего же всё-таки нужен источник?

Чтобы "поймать" выход в критику до того, как будет поздно. Если по простому, то АкЗ в подкритике - умножитель источника. Если источников достаточно, то АКНП начинает видеть нейтронный поток задолго до приближения к критике, т.е. зона управляема. Если источников в виде чётных плутониев в зоне нет, то остаётся спонтанное деление урана-8, а его, как источника крайне мало, старые АКНП его просто не видят. У новых АКНП чувствительность значительно выше, кроме того, сама процедура выхода в первую критику изменилась - стала значительно плавнее, поэтому источник в загашнике обычно есть, но не используется.
LAV48
Цитата(MVS @ 21.9.2014, 1:36) *
В БН-ах на уране, насколько я понимаю, источник нужен из-за меньшего содержания 238 в топливе...

Может большего? blink.gif
инженер_Гарин
QUOTE(alex_bykov @ 21.9.2014, 1:16) *
...поэтому источник в загашнике обычно есть, но не используется.


использовали, но не по основному назначению. Источником проверяли работоспособность СКП перед загрузкой первой сборки
AtomInfo.Ru
QUOTE(инженер_Гарин @ 21.9.2014, 0:27) *
Довелось запускать четыре новеньких реактора, на совершенно новой загрузке (440, 1000). Источник во всех случаях не понадобился, хотя был в наличии


Хе... А вот японцы до последнего пускали с источником.
AtomInfo.Ru
QUOTE(LAV48 @ 21.9.2014, 1:25) *
Может большего? blink.gif


Именно меньшего. В тепловых реакторах 238U 95% и выше, в быстрых его 80-90% в зависимости от проекта.
MVS
Спасибо, понял. В реакторах с НОУ источник нужен (был) в основном в целях управления запуском. А вот для реакторов на ВОУ именно как пусковой?
Pakman
Вы как то странно это разделяете. Поясните.
alex_bykov
QUOTE(MVS @ 21.9.2014, 11:36) *
Спасибо, понял. В реакторах с НОУ источник нужен (был) в основном в целях управления запуском. А вот для реакторов на ВОУ именно как пусковой?

И там, и там одинаково. Просто в реакторах на ВОУ урана-8 меньше => меньше спонтанных делений => труднее контролировать достигнутую реактором реактивность, упирающуюся в чувствительность приборного парка.
Условно говоря, реактор на ВОУ имеет меньший источник не только из-за меньшего процентного содержания урана-8, но и из-за более компактной зоны = меньшей общей массы.
MVS
QUOTE(alex_bykov @ 21.9.2014, 19:21) *
И там, и там одинаково. Просто в реакторах на ВОУ урана-8 меньше => меньше спонтанных делений => труднее контролировать достигнутую реактором реактивность, упирающуюся в чувствительность приборного парка.
Условно говоря, реактор на ВОУ имеет меньший источник не только из-за меньшего процентного содержания урана-8, но и из-за более компактной зоны = меньшей общей массы.


Да, спасибо, осознал. smile.gif Просто думалось, что рост мощности для ВОУ-реакторов после выхода на критику будет идти слишком медленно, но потом посмотрел, что уран-5 излучает спонтанных нейтронов всего на порядок меньше, чем уран-8.

Короче, слишком буквально понял первое слово в термине пусковой источник...
MVS
QUOTE(alex_bykov @ 21.9.2014, 19:21) *
но и из-за более компактной зоны = меньшей общей массы.


А кстати, в лодочных реакторах ставят отражатели?
alex_bykov
QUOTE(MVS @ 21.9.2014, 21:14) *
А кстати, в лодочных реакторах ставят отражатели?

Из того, чему нас учили на военной кафедре, следует, что ставят, но не на все типы реакторов... По-моему, только на ЖМТ ставят.

tongue.gif
Didro
barvi7
QUOTE(AtomInfo.Ru @ 21.9.2014, 9:59) *
Хе... А вот японцы до последнего пускали с источником.

В некоторых странах есть нормативное требование - пускаться с внешним источником нейтронов.
И, как было уже сказано, с современной АКНП - можно безопасно пускаться и без источника нейтронов.
barvi7
QUOTE(alex_bykov @ 21.9.2014, 19:21) *
И там, и там одинаково. Просто в реакторах на ВОУ урана-8 меньше => меньше спонтанных делений => труднее контролировать достигнутую реактором реактивность, упирающуюся в чувствительность приборного парка.
Условно говоря, реактор на ВОУ имеет меньший источник не только из-за меньшего процентного содержания урана-8, но и из-за более компактной зоны = меньшей общей массы.

1. Важно не только общее количество нейтронов в реакторе, но и доля нейтронов претерпевших утечку из активной зоны.
Для "больших" реакторов утечка меньше ~5%, а для "малых" может и больше ~ 50 %.
2. Про эффективность регистрации нейтронов "вылетевших" из активной зоны - при одинаковом количестве измерительных каналов АКНП (и примерно одинаковых размерах датчиков) будет следующее:
в "малом" реакторе все детекторы из активной зоны видно "суммарно"под большим телесным углом , который "пропорционален" количеству вылетевших из активной зоны нейтронов;
а в "большом" реакторе - соответственно под меньшим телесным углом и меньше доля попавших в АКНП нейтронов.

Поэтому с учетом этих пп. - не обязательно, что АКНП "большого" реактора меньше нуждается в источнике нейтронов. Может быть и наоборот.
barvi7
QUOTE(MVS @ 21.9.2014, 20:11) *
Да, спасибо, осознал. smile.gif Просто думалось, что рост мощности для ВОУ-реакторов после выхода на критику будет идти слишком медленно, но потом посмотрел, что уран-5 излучает спонтанных нейтронов всего на порядок меньше, чем уран-8.

Короче, слишком буквально понял первое слово в термине пусковой источник...

Скорость набора нейтронной мощности практически никак не связана с количеством спонтанных нейтронов ни 8-го ни 5-го уранов. Они ВАЖНЫ только при первом пуске - потом и они не так важны.
Более того, в широком диапазоне изменения нейтронной мощности (когда можно пренебречь подогревом и обратными связями) , а это занимает примерно десять десятичных порядков из двенадцати,
скорость набора мощности определяется только введенной реактивностью или насколько Кэфф > 1.0
17th Guest
Цитата(17th Guest @ 15.10.2014, 19:30) *
Физпуск 3-го энергоблока ожидается до конца года... А примерно в какие сроки ожидается подключение к линии?
Понимаю, что вопрос тонкий, но хоть примерно.

Цитата(AtomInfo.Ru @ 15.10.2014, 20:00) *
Сроки есть, и скорые. Но они сейчас ходят туда-сюда. Последнее по времени, что называлось - энергопуск в декабре.

Стоп, давайте с терминами разберёмся.
Что такое физпуск, что такое энергопуск, что такое подключение к сети?
Какие этапы проходит АЭС (не только реактор) от запуска цепной реакции до (и после) подключения к сети, если кратко и на пальцах?
AtomInfo.Ru
QUOTE(17th Guest @ 15.10.2014, 23:34) *
Что такое физпуск, что такое энергопуск, что такое подключение к сети?


1) Физпуск. Аппарат стал ядерным реактором.
http://forum.atominfo.ru/index.php?showtop...amp;#entry62670

2) Энергопуск - выданы первые киловатт-часы в сеть. Аппарат стал действующим энергоблоком АЭС.

3) Сдача в промышленную (коммерческую) эксплуатацию. Тут всё понятно без дополнений.
17th Guest
Итак, грубо говоря:

Физический пуск - начинается с загрузки в реактор топлива и заканчивается выведением в устойчивое накдкритическое состояние. Правильно?
(кто подробно распишет этапы?)

"Энергопуск - выданы первые киловатт-часы в сеть." В какую сеть, во внутреннюю, потребителю?? Можно ли сказать, что энергопуск начинается с подачи пара и раскрутки турбины?
Задачи, решаемые во время энергопуска: тестирование как целостной энергетической установки, т.е. стабильность реактора на мощности, все обслуживающие инженерные системы, работа генератора под нагрузкой. Правильно?

"Сдача в промышленную (коммерческую) эксплуатацию." - Магическое колдунство при участии Большой Круглой Печати, когда реактор равномерно мурчит, турбина крутится, различные режимы протестированы, мегаватты бегут потребителю??

P.S. Кстати, а как звучит реактор, допустим ВВЭР-1000? У кого-нибудь есть аудиозапись? Или это невозможно записать? smile.gif
Pakman
QUOTE(17th Guest @ 16.10.2014, 0:34) *
Стоп, давайте с терминами разберёмся.
Что такое физпуск, что такое энергопуск, что такое подключение к сети?
Какие этапы проходит АЭС (не только реактор) от запуска цепной реакции до (и после) подключения к сети, если кратко и на пальцах?

Сначала в реактор загружаются имитаторы ТВС и первый контур гоняется на номинальном расходе, что бы убедиться в правильности монтажа всех элементов, отсутсвии вибраций и прочего. Далее фэйковую зону разбирают и начинают загружать астоящее толиво. И внекоторый момент, установив очердную ТВС, датчики фиксируют повышение потока нейтронов над фоном. Реактор еще глубоко подкритичен, но зона уже начала размножать нейтроны. Цепочки пока затухающие, но все же. Этот момент и есть "физпуск" реактора. Далее переход в надкритику и МКУ - это чисто технические рутинные действия, не несущие в себе таинства. Ну, разве чо переход в надкритику.
Затем идет паровая продувка трубороводов пара к турбине. Реактор выводится на треть тепловой мощности и сгенерированным в парогенераторах паром выдувает из паропроводов на улицу ватники, кувалды и доски, оставшиеся там от мотажников. После этого пар можно направлять в турбину.
Первый толчок тубины (т.е. набор турбиной оборотов больше нуля), первые 3000 об/мин. Электрики берут сутки на испытания генератора - опыт хх, опыт кз, ложная синхронизация. И под конец - синхронизация. Так называется включение генератора в сеть. Потому что ты сначала синхронизируешь свое напряжение с напряжением сети. Синхронизация - это рождение блока, как генерирующей единицы.
Далее опять рутина, связанная с преодолением различных слабопредсказуемых трудностей по пути к набору заявленной проектной мощности, на которой надо продержаться 72 часа. Если прокатило, дписываешь акт передачи в опытно-промышленную эксплуотацию.
Pakman
QUOTE(17th Guest @ 16.10.2014, 1:03) *
Физический пуск - начинается с загрузки в реактор топлива и заканчивается выведением в устойчивое накдкритическое состояние. Правильно?

Ну, я бы не спешил надкритическое состояние называть устойчивым biggrin.gif.
17th Guest
контролируемо и устойчиво удерживаемое околокритическое состояние tongue.gif
Ну и зачем столько лишних слов писать? wink.gif
инженер_Гарин
QUOTE(17th Guest @ 16.10.2014, 0:03) *
Итак, грубо говоря:

Физический пуск - начинается с загрузки в реактор топлива и заканчивается выведением в устойчивое накдкритическое состояние. Правильно?
(кто подробно распишет этапы?)

"Энергопуск - выданы первые киловатт-часы в сеть." В какую сеть, во внутреннюю, потребителю?? Можно ли сказать, что энергопуск начинается с подачи пара и раскрутки турбины?
Задачи, решаемые во время энергопуска: тестирование как целостной энергетической установки, т.е. стабильность реактора на мощности, все обслуживающие инженерные системы, работа генератора под нагрузкой. Правильно?

"Сдача в промышленную (коммерческую) эксплуатацию." - Магическое колдунство при участии Большой Круглой Печати, когда реактор равномерно мурчит, турбина крутится, различные режимы протестированы, мегаватты бегут потребителю??

P.S. Кстати, а как звучит реактор, допустим ВВЭР-1000? У кого-нибудь есть аудиозапись? Или это невозможно записать? smile.gif


Физпуск - этап от загрузки первой кассеты в реактор (иногда считают от завоза топлива в центральнвй зал) до включения генератора в сеть, включает грубо:
- загрузку топлива;
- уплотнение реактора, гидроиспытание, разогрев (выполнение регламентных операций в т.ч. испытаний);
- вывод реактора на МКУ (обязательно хлопают в ладоши и напиваются до поросячего визга);
- выполняются физические экспериметы по определению нейтронно-физичнских х-к активной зоны и СУЗ (неделя-две);
- получение разрешения на энергопуск

"Энергопуск - выданы первые киловатт-часы в сеть." Можно ли сказать, что энергопуск начинается с подачи пара и раскрутки турбины?

Обычно считают от включения генератора в сеть (включение генераторного выключателя) (тоже хлопают в ладоши, а директор получает орден)
В какую сеть, во внутреннюю, потребителю??
- К моменту вкючения генератора в сеть внутренние потребители все запитаны и в дополнительной запитке не нуждаются. Генератор синхронизируется с энергетической системой н.п. Украины, далее уже распределением выработанной энергии занимается энергосистема, в лице диспетчеров, краники у них
...что энергопуск начинается с подачи пара и раскрутки турбины?
- не всегда корректно, на некоторых АЭС н.п. с ВВЭР-440 турбина прокручивается и обкатывается на холостом ходу от внешнего источника пара, что может быть выполнено еше до начала энергопуска (и не верьте , что на этапе энергопуска ватники из паропроводов выдувают)
Задачи, решаемые во время энергопуска: тестирование как целостной энергетической установки, т.е. стабильность реактора на мощности, все обслуживающие инженерные системы, работа генератора под нагрузкой. Правильно?
- ну собственно это все делается на этапе освоения мощности (от энергопуска до сдачи в коммерческую эксплуатацию), а это около года различных работ и испытаний, в общем правильно, ну и квт.часы уже вырабатываются и немалые
P.S. Кстати, а как звучит реактор, допустим ВВЭР-1000? У кого-нибудь есть аудиозапись? Или это невозможно записать?
- Если ГЦНы не работают, то на слух абсолютно тихо (т.е. материя делится безшумно). По акустическим датчикам (слышал на ВВЭР-440) что-то булькает, такое впечатление, что уже разливают smile.gif

Вот, а больше я вам буржуины ничего не скажу... laugh.gif
LAV48
Цитата(инженер_Гарин @ 16.10.2014, 7:12) *
По акустическим датчикам (слышал на ВВЭР-440) что-то булькает, такое впечатление, что уже разливают smile.gif

Ну так что ж ему не булькать, он же самовар smile.gif
MVS
QUOTE(инженер_Гарин @ 16.10.2014, 6:12) *
- ну собственно это все делается на этапе освоения мощности (от энергопуска до сдачи в коммерческую эксплуатацию), а это около года различных работ и испытаний, в общем правильно, ну и квт.часы уже вырабатываются и немалые


И всё это время налоги не отчисляются?
asv363
QUOTE(17th Guest @ 15.10.2014, 23:34) *
Стоп, давайте с терминами разберёмся.
Что такое физпуск, что такое энергопуск, что такое подключение к сети?
Какие этапы проходит АЭС (не только реактор) от запуска цепной реакции до (и после) подключения к сети, если кратко и на пальцах?

Авторство не моё, © ОАО "Концерн Росэнергоатом":

QUOTE
Каждый атомный энергоблок-новостройка проходит несколько этапов своего становления. На этапе физического пуска реактора сначала в него загружают пусковой источник нейтронов и тепловыделяющие сборки с топливом до набора минимальной критической массы и выхода на минимальный контролируемый уровень мощности (0,1% от номинальной).

Далее продолжается дозагрузка топлива в реактор до достижения стартовой активной зоны, то есть до возможности осуществить энергетический пуск энергоблока и работать до первой перегрузки топлива. При этом на каждом этапе производятся замеры нейтронно-физических характеристик активной зоны реактора для подтверждения соответствия проектным параметрам и правильности функционирования систем управления и защиты реактора.

Затем осуществляется энергетический пуск – включение энергоблока в энергосистему на минимальном уровне мощности. Далее следует постепенное освоение мощности до уровня 50% от номинальной и сдача энергоблока в опытно-промышленную эксплуатацию. Затем – постепенное освоение мощности до номинального уровня и сдача энергоблока в промышленную эксплуатацию. Процесс ввода в эксплуатацию предусматривает большой комплекс проверок и испытаний на различных этапах освоения мощности, а также тестирование и ревизию различного оборудования.

Если быть точным, из данной новости. То есть, случай не совсем стандартный. Всевозможные источники на ВВЭР и некоторых PWR применяются для настройки сиситем АКНП, кроме того, встечалось использование для контроля подкритичности при перегрузке (по памяти). Тут по профилю лучше к Александру Быкову и barvi7, не моя специфика.
инженер_Гарин
QUOTE(MVS @ 16.10.2014, 10:06) *
И всё это время налоги не отчисляются?


Если бы smile.gif просто график несения нагрузки - условно свободный
Pakman
Не, Александр, здесь юмор уже заканчивается, потому что, по слухам, и такое бывало, и это нифига не было смешно.
А как доски вылетают я сам видел.

Справедливости ради скажу, что лично именно атомные станции не пускал.

Да, согласен. Потёр. - Модератор
Русская версия IP.Board © 2001-2024 IPS, Inc.