Подождём ответов alex_bykov и barvi7
А пока расскажите, посвящение в атомщики проходит в ВУЗЕ или на АЭС? Или есть несколько разных посвящений?

Если честно, с источниками нейтронов сталкивался только в теории. На практике (в т.ч. на Х2 и Р4) пусковые источники не понадобились.

Не для контроля подкритичности при перегрузке, а для контроля работоспособности системы контроля перегрузки (СКП). Система устанавливается в отверстия выгородки реактора и после окончания перегрузки демонтируется. Применяли берилиевый (или беррилиевый) источник - просто извлекали клещами из контейнера и подносили к камере СКП

Для примера, проект АР-1000 (раз тема "АЭС для чайников", то в самый раз). Глава 4.2, на странице 4.2-19 пункт 4.2.2.3.4 Neutron Source Assemblies, и картинки Figure 4.2-14, Figure 4.2-15.


Там всего страничка, данные специфичические источники размещаются в направляющих каналах, всего их 4 штуки. Калифорний - 2, бериллий - 2, расположены в разных квадрантах противополжно друг другу. Количество и место (номер кассеты) определяется непосредственно проектом загрузки или перегрузки активной зоны. И, естественно это специфические источники, а не пусковые.

В современных АКНП ВВЭР-1000 СКП уже не монтируют в каналах выгородки на период перегрузки. В т.ч. и из-за "больших" радиационных нагрузок персонала. А основное для обеспечения непрерывного нейтронного контроля - для установки детекторов СКП в каналы выгородки требуется время на "открытом" реакторе, когда он штатными каналами АКНП не контролируется.
"Современная" СКП - на перегрузку топлива в измерительные каналы АКНП, расположенные в бетонной защите, вводятся детекторные сборки (по три детектора типа СНМ-18) на уровень активной зоны.
При работе реактора на мощности эти сборки выводятся за пределы активной зоны по высоте.

http://www.gidropress.podolsk.ru/files/pro...tk2007/f111.pdf
У китайского Заказчика было много вопросов, и даже сомнений, к применяемой при пуске блоков с реакторами российской поставки технологии пуска без внешнего источника. К тому же, в китайских правилах ядерной безопасности предусмотрено использование « внутриреакторного источника » (формулировка из HAF304 « Пуско – наладочные работы на атомных электростанциях ») с оговоркой « при необходимости».

При физпуске ВВЭР в СССР практически нейтронными источниками не пользовались. Только на первых ВВЭР-440 внешние источники нейтронов могли применяться, в частности при пуске РовАЭС-1.
На PWR источники быстрых нейтронов (ИБН) применяются "более" широко.
Например на известной TMI-2 для пуска блока использовались 2 шт. ИБН интенсивностью 1.0Е+9 н/с каждый, которые остаются в "зоне" (реакторе) и оставались там до (и после аварии) 1979 г. Источник (Am,Cm)+Be.
На "советских" ВВЭР используют ИБН-7, -8, -9. Источник Pu+Be.

хм... оно интересно и познавательно, но кто-нибудь напишет об этапах (и различиях) физ- и энергопуска, вплодь до сдачи в опытно-промышленную, а затем и в промышленную эксплуатацию?

Вот, что можно "прикинуть" в АЭС для "чайников":
"Посчитаем" сколько нейтронов спонтанного деления имеется в ВВЭР-1000 с 80 т UO2.
Период спонтанного деления 238U - 8Е+15 лет, что дает 7 спонтанных делений на 1 кг 238U - или 17 спонтанных нейтронов.
Всего спонтанных нейтронов в 80 т будет ~ 1E+6 н/с.
По закону обратного умножения при подкритичности К=0,9 нейтронов будет в 10 раз больше 1E+7 н/с. и т.д
при подкритичности К=0,99 нейтронов будет в 100 раз больше 1E+8 н/с.
Если еще учесть "того же порядка" источник нейтронов по реакции (альфа, n) на кислороде UO2, то получаем при подходе к "первой" критичности порядка 1 млрд н/с.
Т.о. детекторы АКНП (с чувствительностью до 1 н/см2*с) видят нейтроны спонтанного деления практически с загрузки нескольких ТВС в активную зону реактора.
Поэтому практической нужды в ИБН нет.

А если посмотреть, например, пост № 395 инженера_Гарина - мне там все понятно про пуски. . .

На РовАЭС-1 тоже не понадобился, сам завелся и очень резво как-то, с борным регулированием перестарались

Уважаю инженера_Гарина и выражаю ему свою благодарность, но вынужден констатировать, что он не житель Лакони, к тому же есть некоторые расхождения с пресслужбой Энергоатома...
А этапы сдачи в опытно-промышленную и промышленную эксплуатацию вообще находятся далеко за границами его профессиональной ответственности и интересов.

Олсоу... этапы пуско-наладки в интерпретации IAEA и Канадского Регулятора CNSC, шоб до кучи было

Ё!... Там же не по-русски.

Есть тема такая уже. Перенёс.
http://forum.atominfo.ru/index.php?s=&...ost&p=64728

Все АЭС России (2003г., 12 частей)
http://www.youtube.com/watch?v=68BFmXv4j0s...2060B0A8AE10F2E

Энциклопедия атома
(9 серий, от добычи урана до термоядерной энергетики)
http://www.youtube.com/watch?v=QW3BfLWf7O8...RuY3KPggT09iL-u

Просветите чайника: кто-нить когда-нить рассматривал ли перезагрузку "на ходу" для быстрых (в частности, натриевых) реакторов?

Ведь для быстрых реакторов это самый прямой путь к глубоким выгораниям и большим КИУМ, а перезагрузку в натриевом бассейне (или даже свинцовом) осуществлять даже лешче (в теории), чем для КАНДУ и РБМК (для которых нужно снимать давление с каналов). Всё, что нужно - дополнительный герметичный объём для перегрузочной машины, и пусть она гоняет сборки из бланкета в центр зоны и в БВ.

Или есть какие-то ещё сложности?

Ещё чуть-чуть, и Вы откроете реактор на стоячей волне от Билли Гейтса

Проект реактора TP-1 - быстрый, натриевый, с перестановками топлива на ходу.

А чем это плохо?

То есть, почему это не сделали давным-давно на каком-нить БН-350?

Это не плохо и не хорошо. Это другой реактор. Например, куда конкретно впихнуть под корпус перегрузочное устройство? Там места нету. А увеличивать размеры корпуса -> возможности промышленности и транспортировки (по ж/д в случае СССР).

Наверно, можно было бы сделать в старые времена какой-либо проект быстрого реактора с возможностями перестановки топлива на ходу или даже его перегрузки на ходу. Но пошли проторенными путями, чтобы быстрее прийти к результату.

Теперь самый главный вопрос - а зачем? У БН-350 декларировался очень и очень неплохой КВ=1,3. Для этого он и создавался, а вовсе не для глубоких выгораний или высокого КИУМ. Плутоний он должен был расширенно нарабатывать. Глубокие выгорания такому процессу, скорее всего, помешали бы - при глубоких выгораниях сгорает и плутоний.

А разве гермообъём нельзя собрать на месте из частей? там же нет давления?


Зачем БН такая фича?
Ну, для той же непрерывной наработки плутония - можно было бы организовать бланкет побольше и по мере облучения двигать сборки от АЗ к краю.
Плутоний нарабатывается, АЗ в центре глубоко выгорает (а значит - расход дорогого нечетного урана маленький), нейтроны не теряются, реактор работает непрерывно, КИУМ большой. Так посмотреть - со всех сторон хорошо...

Но не сделали. Непонятно.

Я, помнится, упоминал поляка М.Таубе, он разрабатывал жидкосолевые быстрые реакторы, что-то вроде гигантской ванны с расплавом PuCl3, там перезагрузку "на ходу" появляется естественным образом, требуйте долива после отстоя

но экзотика, конечно

http://moltensalt.org/references/static/do...f/ANE_MCFBR.pdf

Не, MSFR - это другое всё же. И там нельзя играть изменяющимся составом зоны в зависимости от положения. Оно ж всё смешается. То есть, скажем, плутоний так нарабатывать нельзя.
Или там даже отдельные каналы были?

?

там все прямо в абстракте написано: топливная загрузка есть расплав PuCl3/NaCl, а бланкет/теплоноситель это расплав UCl3/NaCl.

Почему не сделали?

В бумажных архивах предприятий хранится много всяких красивых и экзотических вариантов. Возможно, и БНы с перегрузкой на ходу там тоже где-то есть.
Архивы эти объёмные, часть шифрованная, многое до сих пор грифованное (кто ж этот гриф будет снимать?).
Чтобы в них рыться, нужно или получать высокий допуск с осведомлённостью, либо слать запросы от лица организации с просьбой о рассекречивании - а кстати, чего именно? Малореально.

Увижу знакомых, работавших, когда БНы только начинались - спрошу. Но при случае, специально звонить всё-таки не буду, чтобы не ошарашивать

Причин, почему такого варианта не было на практике, может быть множество.

Например, стандартная ошибка оператора, наблюдавшаяся почти на всех быстрых - недовытащенную или недовставленную кассету/имитатор по принципу "сила есть, ума не надо" протаскивают по дуге через активную зону. На стоящем реакторе это огромный геморрой. На реакторе на мощности - вполне возможно, что это авария.

Далее. Частичные перестановки на ходу могут помочь оптимизировать наработку плутония? Может быть, хотя утверждение спорное и подлежащее доказательству.
Как устроено в БНах? Основная наработка плутония происходит в бланкетах, то есть, за границами активной зоны, за счёт нейтронов утечки. Плутоний нарабатывается, в цепной реакции практически не участвует, у него небольшие концентрации получаются при наработке. То есть, то, что нам надо.
Что предлагается улучшать? Взять в середине кампании кассету из бланкета и поставить в активную зону? А зачем? Ну, он возьмёт и сгорит. А нас интересовало новое топливо, а отнюдь не повышение выгорания.

И самое интересное - а как это всё посчитать? Быстрые реакторы считались в те времена очень тяжело. Схемы перегрузки на ходу, способные дать какой-то выигрыш в наработке (если есть таковые) пришлось бы искать на ощупь, методом практического тыка. То есть, имели бы головную боль с непонятным практическим выходом.
Это сейчас сечения померяны/насчитаны, коды верифицированы/валидированы, а в те времена к расчётам только подступались. Собственно, в другой ветке недавно обсуждалось, что БОР-60 просто пустить не смогли в проектной картограмме, такова была погрешность расчётов.

И не забываем, что всё это было соревнования двух систем. Лучшее было врагом хорошего. Потратишь время на совершенствование проекта - проиграешь гонку, а с ней, возможно, и ядерную войну.

Ещё один фактор отсюда вытекает. Так как шла гонка, то работающие решения заимствовались. То есть, буржуи построили аппарат, он заработал - берём у него основные технические решения и делаем на их основе свой проект, стараясь шагнуть на шаг вперёд. Это позволяет выиграть время, не тратя его на доказательство теоремы существования.

Могу много разных причин написать. Но проще сделать так - увижу людей, работавших в те времена, спрошу.

Вот сходу не могу вспомнить если когда читал о японском/французском БН с перегрузкой на ходу (даже в варианте проект 22го века). А они (особенно японцы) были под гораздо меньшим пресом с точки зрения оружейного комплекса, ДиП, ...

Моя вина - я ответил на пост, прочитав только пост. Потом уже сходил по ссылке. Прошу прощения.
Интересная штука, да. Но MSR же, со всеми его бедами.

Предлагается по периметру АЗ устроить очень большой и "глубокий", "толстый" бланкет. И переставлять в нём сборки по мере накопления плутония от середины к краю, чтоб минимизировать ненужные старшие изотопы плутония и сократить деление уже наработанного (тоже ненужное) в долго простоявших сборках. Поскольку для этого не нужно останавливать реактор, сроки облучения могет быть самыми наилучшими без потерь для КИУМ.
Часть этих сборок пускать на топливо же, отработавние в АЗ сборки - ставить на самый край, собирать даже те крохи нейтронов (и тепло, кстати) от спонтанного деления (попутно решая проблему с охлаждением и "охлаждением" ОЯТ).

Ну, то есть, в корпусных реакторах всегда же есть компромисс между сроками кампании облучения и качеством продукта. А натриевый бассейн с внутренней перегрузочной машиной - исключительная возможность сочетать гибкость канальных реакторов и прелести корпусных.



ОК. Так понятно.

Что-то реализацию трудно представить - зона маленькая, плотненькая. Тут и датчики, и приводы СУЗ, и Перегрузочная машина. И все это при Т>500°, натрии под давлением, в условиях температурных неоднородностей и тд и тп.

jk18,

когда ждать-то новостей из ваших краёв хороших?

Была же хорошая новость (почти в тему) - топливо модернизируют!
А пока - ждать (когда закончат модернизацию).

Можно ликбез?

Сгорбатилась одна кассета и так уперлась в соседей, что не хочет перезагрузочной машиной выниматься...

Бывает такой дикий сценарий?

Если да, то какой алгоритм: тащим все вокруг, все ближе к горбатому верблюду, наконец из почти пустой АЗ тащим осторожно совсем соседей --- их уже с боку никто не подпирает, и уже наконец и верблюд в игольное ушко пролезет?

Для ВВЭР-1000 есть ещё вариант с т.н. "раздвижкой", сам с ней не работал, даже не знаю, как выглядит.

бывает, на южке почти такое с вестом и было - только решили что можно горбатого тягать - мое мнение, может и не правильное.
у нас на "горбатых" насмотрелся - причем как по высоте, так и по оси верченных одновременно - но ничё, имитаторами справлялись. прошлый, ой уже позапрошлый год - перегрузка пару блоков матом крыли с состоянием зоны

Насчет имитаторов можно подробнее: как они могут помочь застрявшему горбатому верблюду, который надо вытащить? И как можно выправить горбатого, чтобы снова вставить на следующий год?

чтоб вытащить - как бы не нужны - разве что соседей горбатых раздвинуть)) - имитатор поломать - дешевле и без последствий, чем касету, что на следующий год в зону пойдет

Виноват, но все одно не понял: вместо горбатой кассеты, что может не пролезть, в перезагрузку засунем имитатор, чтобы гидродинамика осталась правильной, а по тепло- и нейтронам будет беззубая шепелявая зона?

Нет, конечно, зона полностью из кассет собирается, имитаторы в ней не остаются, они используются только для установки "проблемных" кассет, после чего извлекаются из зоны и на их место ставятся беспроблемные.


На Южке там ещё интереснее, серьёзно. Мне говорить не разрешали, попробуйте сами коллег с Южки поспрашивать. В качестве намёка дам ключевое слово СУХТ. /Я это, кстати, очень рекомендовал сделать запорожским физикам, как и получить доступ к тем отчётам Веста 2003-2004 г.г., которые были доступны только в его представительстве в Киеве, - вы (ЗАЭС) тогда ещё в ПКЯТУ не участвовали - могут быть очень неприятные сюрпризы, но, похоже, физикам это не интересно /

Тут есть кино по СУХТ --- если тесно, то нечего локти оттопыривать... Правда, при предельной тесноте ребра трещат...

https://www.youtube.com/watch?v=fEt0nEnvP48

А за пояснение об имитаторах спасибо.

Там суть в другом. Те, кому нужно, спросят и поймут...

В последние время участились отключения блоков из-за срабатывания автоматики турбоагрегатов, трансформаторов.
От сюда у меня возник вопрос, может имеет смысл вернуться к формуле 2 турбоагрегата на 1 реактор? Да это немного удорожает строительство и обслуживание, но зато падает простой, сохраняете ресурс реактора, да и безопасность повышается - не надо переходить на внешние питание или дизеля?
Или выгода от использования 1 турбоагрегата больше?

КПД блока при использовании 1-й турбины больше, чем при использовании 2-х

Использование двух ТГ не даёт никаких преимуществ в плане безопасности - если один в ремонте, а на втором защита сработает?
Плюс ко всему куча дополнительных трубопроводов и арматуры - выше вероятность отказа.
КПД естественно ниже, так же как и время простоя при ремонтах общих узлов (их число выше).
В этом ключе правильнее увеличить число блоков на площадке.

Подскажите по топливному циклу, например, по ТВС-А для ВВЭР (не суть важно, 1000 или 440), какой процент U238 выгорает за стандартную топливную компанию?
Вообще, суть вопроса: какой вклад вносит U238 в выработку энергии на ВВЭР?

А в понятных величинах? Например, для ВВЭР-1000, от 4.5% у-235 остается 0.5%, нарабатывается 2-2.5% плутония (всех изотопов), настолько же уменьшается количество у-238, его делением можно пренебречь...

С этой ссылки и следующие за ней несколько постов.
http://forum.atominfo.ru/index.php?s=&...ost&p=61542

Я имел ввиду, что величины типа ГВт*сут/тонны - непонятны для читателей "АЭС для чайников". А проценты понятны.

Тогда можно так про плутоний: