Дык,что ключевой фактор для начала работы реактора?Разогрев или уменьшение концентрации бора?Что будет если стержни СУЗ убрать,а в корпусе реактора залита просто пресная вода.?А потом начать нагревать?(если до этого само неразогреется )

Это что вами подразумевается под "константность атомной массы"?
Не думаю, что преподаватели МХТИ настолько невежественны по поводу существования изотопов.
В пределах изученной земной коры публикуемые в таблице Менделеева средние значения атомных масс элементов есть числа практически постоянные и практически заметно не изменяющиеся при очередных ревизиях комиссии IUPAC по атомным массам. В свое время по малым аномалиям средней атомной массы образцов габонского урана обнаружили существование природного реактора Окло.
Судя по всему было обычное непонимание между преподавателем и студентом

Anarxi, возможно так просто на ваши вопросы не ответить. Каждая операция имеет определенный смысл и привязана к безопасности и зависит от типа самого реактора.

Алгоритм (на пальцах) тут прост, но и не так прост... (пардон за каламбур).

Стержни АЗ вынимают для того что бы когда реактор начнет работать (цепн реакция станет самоподдржив), чтобы было средство для аварийного глушения реактора (а то представьте себе, сделали реактор критичен, он стал разгонятся, а вам нечего воткнуть в реактор...). Тяжеловодные реакторы КАНДЮ могут выходить на стержнях, НО - у них в это время жидкостная АЗ стоит в позе "товсь"...

Теперь по поводу разогрева. Греют легководники перед пуском по нескольким причинам, и одна из них - при этом вводится отрицательн реактивность, то есть удастся выйти на критику при меньшей конц бора, ибо надо держать часть ОР СУЗ в активной зоне, добы не допустить полож коеф.

На тяжеловодниках - все наоборот, в связи с тем, что у них коефф-ты практически равны нулю. Потому, как только 1 контур закрывают и пускают 2 ГЦНа (по одному на петле), так сразу реактор выводят на критику, и контур греют уже с работаюшим реактором, и потому из состояния хол останов они могут достичь полной мошности за 1 смену. Плюс ко всему, у них трубы, а не массивный корпус, то есть по сравнению с легководниками их можно разогревать/расхолаживать в разы быстрее. Также и них нет практически (относит к легоководникам конечно) понятия хладноломкости, ибо весь металл в 1 контуре из черняжки. Потому они давление 1 контура поднимают просто тупо насосом, а Комменсатор обьема вообше отключен от 1 контура в это время.

У лекководников там целый алгоритм, при какой температуре и какие ограничения по скорости расхол/разогрева, когда можно 1, потом 2 й, потом 3 и 3 ГЦН, и пределы давления при каких температурах корпуса реактора.

буквально блин. какое из трёх слов вам непонятно? Про расщепление ядер нифига не в курсе?

Вы недооцениваете сегодняшних ( да и вчерашних) школьников.

... в химических реакциях.
Это ведь была лекция по химии? Ядерные реакции были бы там оффтопом.
Так что, она была права.

Хорошо хоть внешний нагрев небыл "оффтопом", это-ж тоже физика.

"Химическое обогащение

Химическое обогащение использует разницу в скорости протекания химических реакций с различными изотопами. Лучше всего оно работает при разделении легких элементов, где разница значительна. В промышленном производстве применяются реакции, идущие с двумя реактивами, находящимися в различных фазах (газ/жидкость, жидкость/твердое вещество, несмешивающиеся жидкости). Это позволяет легко разделять обогащенный и обедненный потоки. Используя дополнительно разницу температур между фазами, достигается дополнительный рост коэффициента разделения. На сегодня химическое разделение — самая энергосберегающая технология получения тяжелой воды. Кроме производства дейтерия, оно применяется для извлечения Li-6. Во Франции и Японии разрабатывались методы химического обогащения урана, так и не дошедшие до промышленного освоения.

Дистилляция

Дистилляция (перегонка) использует различие в температурах кипения различных по массе изотопов. Обычно чем меньше масса атома — тем ниже температура кипения этого изотопа. Лучше всего это работает опять же, на легких элементах."

http://ru.wikipedia.org/wiki/%D0%E0%E7%E4%...%F2%EE%EF%EE%E2

В хим. реакциях меняется распределение электронов. Число нуклонов остаётся неизменным.

Ключевым является уменьшение концентрации поглотителя - брной кислоты. Не уменьшешь - не поедешь.


Вода разогреется. Быстро.

Зачем тогда греют?если и так запускается? или на разных реакторах поразному?

В свежих ТВС находятся стержни выгоражщих поглотителей, а не поглощающие.
Поглощающие, которые называют ОР СУЗ, "вставляются" в ТВС, не раньше, чем со второго года "стояния-работы" ТВС в активной зоне.

Я про ВВЭР и спрашивал. Загрузка в ВВЭР-1000 примерно 80 т топлива в 163 ТВС , получаем в 1 ТВС ~ 500 кг = полтонны.

По 10 мкЗв/час - это от одной ТВС или от многих ТВС, какая геометрия их расположения? Или влиянием остальных - пренебрегаем.

А другие ТВС рядом лежат в УСТ (узел свежего топлива)?
Так когда-то называли.

1. СВП уже сто лет как отменили, вместо них ТВЭГи.
2. Вот мы не знали и загрузили свежее топливо под 3,4 и 6 группы ОР СУЗ.
(23-я кампания блок 5 ЗАЭС) кстати могли бы и подравить с пуском!!!
Теперь будем знать и раньше второго года ни ни.
Стесняюсь спросить, а почему низя???

Так раньше было (меньше ста лет) с СВП, сейчас значит ТВЭГи - давно не интересовался.

Кстати, с пуском поздравляю!!!

Теперь можете свежее топливо под 3,4 и 5 группы ОР СУЗ ставить.

Если спрашивается почему низя, значить и ответ знаете.
Я думаю, что если свежее топливо (раньше без ТВЭГа) попадало под регулируюшую группу, то можем получить в ней "предельные" коэффициенты неравномерности энерговыделения, которые будут ограничивать мощность всей активной зоны.

"Нельзя запихнуть жирафа в холодильник на три счёта потому что там уже сидит бегемот" (с)
Раньше нельзя было ставить свежее топливо под ОР СУЗ потому что там были СВП.
Было свежее и без СВП но меньшего обогащения и его ставили под ОР СУЗ.

Кратко я бы ответил так. Безопаснее и рациональнее выполнить установку параметров реакторной установкии на номинальный уровень в подкритичном состоянии активной зоны

Принято.А как часто делают ппр ?сколько раз за топливную компанию _{красивое словосочетание} и для чего?

По Фукусу вопрос. Когда утром 12 марта в05.46 стали подавать воду в контаймент 1 блока.они добавляли топлива для пароциркониевой реакции? либо она произошла и закончилась еще до того как корпус реактора потерял герметичность в 04.19.Что показывают расчеты?

Топливная компания - это российская фирма ТВЭЛ.

А то, что Вы имеете в виду, называется кампания.

ППР проводят один раз в год. Его совмещают с перегрузкой топлива.
Когда реактор холодный и с 16-ти грамовым бором, можно снять с дежурства и отремонтировать одну из трёх систем безопасности (СБ). Ремонтируют и проводят техосвидетельствования и другого оборудования.
Топливную кампанию подгоняют под ППР (280-290 эфф. сут.).
Вначале топливные циклы были двухгодичные (каждую перегрузку меняли половину топлива и каждая ТВС работала в реакторе два года).
Потом немного подняли обогащение и перешли на трёхгодичный топливный цикл (соответственно меняли треть топлива и каждая ТВС работала три года).
Сейчас обогащение 4,0-4,4 в четырёхгодичном топливном цикле (обычно подгружается 42 свежих ТВС).

Дополнительно прошу сообщить, во всех ли свежих ТВС находятся ПС СУЗ.
Смысл вопроса (если он есть ):
1. В 23-ю кампанию загрузили свежие ТВС под 3,4 и 6 группы? если они были с ПС СУЗ, значит "старые", ПС СУЗ, которые в этих местах стояли - выбрасывают? Или, что с ними делают и какая их стоимость? Можно в % от стоимости ТВС.
2. В остальных свежих ТВС, которые не идут под ОР СУЗ - имеются ли ПС СУЗ с завода?

3. Что должно поменяться (с обогащением или с др.) для перехода на 18 мес топливую кампанию? Если такое планируются.
СПАСИБО.

Да уж "ветка для чайников".

Вопрос: На некоторых станциях есть баки-барботеры (который бублик (тор) на Фукусиме). Какова их роль( или их аналогов) при нормальной эксплуатации, в аварийном режиме.
Каким приводом управляются клапаны в ГО? Электро- пневмно- гидро- мануально-?

Тут ранее проскакивала ссылка на отчет Tepco в Nisa от 22.12.11 (на японском, ссылка от vodos http://www.tepco.co.jp/cc/press/betu11_j/images/111222n.pdf ).
Google перевод сделал конечно полную кашу, но последний абзац был примерно следующего содержания - при потере переменного тока, пневмо привод (вентиляции/газоочистки) тоже потерялся.
А в целом в данном документе вроде бы рассмотрена точка зрения ТЕПКО на процессы в 2 и 3 блоках на основе результатов измерений, моделирования, опросов участников. Имеется определенный объем графической информации. Если Google мне не врет.

Для ВВЭРов советского дизайна только один тип имеет устройство, аналогичное Фукусиме, это В-213 (ВВЭР-440). Назначение - принять и сконденсировать пар, образующийся при разрыве главного циркуляционного трубопровода (максимальная проектная авария), тем самым, защитить герметичную оболочку от разрушения из-за чрезмерного возростания давления. При нормальной эксплуатации - находится и поддерживается в готовности, как система безопасности.

Трубопроводы, воздуховоды пересекающие герметичную оболочку снабжены отсекающей араматурой. Для трубопроводов, как правило, применяются пневмоотсечные клапаны (цилиндр-поршень, золотник), вентиляционные клапаны - электроприводные гермоклапаны (возможно ручное управление)

Мануально. Специально обученным терапевтом.

ПС СУЗ "живут своей жизнью", регулирующую группу меняют раз в 5 лет остальные в 10 ЕМНИП.
Когда были СВП почти в каждой свежей ТВС, ПС СУЗы приезжали на блок в имитаторах ТВС.
В те же времена (когда были СВП) отработавшее топливо отгружали на завод РТ-2 с вставленными в них СВП.
Старые ПС СУЗ приходилось утилизировать нам:
-в универсальное гнездо ставился контейнер;
-потом в него перегрузмашиной опускался ПС СУЗ;
-потом слесарь спускался в УГ и высверливал, с опеределённой дозовой нагрузкой разумеется, все 18 поглощающих элементов. Которые и падали в контейнер;
-когда контейнер заполнялся его отвозили на ХТРО где он и поныне.

Сколько чего стоит я не знаю.

Перегрузка топлива в общих чертах:
-остановили реактор (накачали бора и опустили ОР СУЗ);
-расхолодили реактор (до 90 гр. через парогенераторы потом насосами САОЗ);
-разобрали реактор (сняли всё что выше главного разёма ГРР);
-заполнили бассейн мокрой перегрузки БМП 16-ти грамовым бором;
-переставили ПС СУЗ из ТВС котрые будем выгружать (если ПС СУЗ там есть) в свободные ТВС которые остаются в реакторе;
-выгрузили ТВС отработавшие 4 кампании в басейн выдержки;
-выполнили перестановки в а.з. (с периферии ближе к центру а.з.);
-сдренировали БМП и реактор до 200-300 мм ниже ГРР;
-поставили свежее топливо в реактор "посуху";
-переставили ПС СУЗ в свежие ТВС если они должны там быть (обычно "посуху" но выгнав всех из центральгого зала);
-собрали реактор (не забыли проверить сцеплённость ПС СУЗ с рабочей штангой привода СУЗ по весу);
-разогрели реактор и первый контур работой ГЦН и остаточными энерговыделениями;
-взвели ОР СУЗ в верхнее положение;
-вывели реактор на МКУ мощности снижением концентрации борной кислоты;
-проверили сцеплённость каждого ОР СУЗ (мощность должна падать при его введении в а.з.;
-нагрузили до номинальной мощности;
-получили премию за хорошую работу.

Если поднять обогащение, то можно перейти на 5-годичнуй топливный цикл подгружая 36 свежих ТВС каждый год. А можно подгружать 54 свежих ТВС но по схеме 3Х1,5 года.

по времени сколько?

Спасибо,
если можно еще пара вопросов:
1. У Вас (ЗАЭС) свое "сухое" хранилище уже наверно лет десять. Когда отказались от СВП и перешли на ТВЭГи?
В отправляемое на РТ-2 топливо вставляли "отработанные" СВП, чтобы не засорять свое ХТРО?
2. Зачем высверливать ПС СУЗ, чтобы занимали меньше места, или жалко "фланец", к которому крепится сборка ПС СУЗ?


Эту операцию выполняю "посуху" для экономи времени? - не тратиться на заполнение.
И как примерно они "светят" в разных местах в зале, если он так называется?

СПАСИБО за подробные ОТВЕТЫ.

Сильно зависит от КГО (контроль герметичности оболочек)
делаем/не делаем а если делаем то для всего топлива или нет.
Обычно около 3-х недель сама перегрузка топлива а средний ремонт 48-55 суток.
Хотя наш средний планировали на 86 суток но это с заменой стелажей БВ.
Опять же два или три контейнера на СХОЯТ отправляем. Если три то дольше.

1. ТВЭГи появились в ТВСА но мы то в СХОЯТ ещё долго грузили ТВС-М.
У нас басейны были забиты этим добром.
СВП работают в а.з. а ПС СУЗ висят над ней.
Конечно ПС СУЗ светят меньше и высверливать их приятнее.
2. Траверсу не жалко точно, поскольку она то же отправляется на ХТРО.
Почему так делали не знаю но если бы их не разобрали на запчасти то
сейчас можно было бы вставить в ТВС которые идут в схоят.

Как правило программа предусматривает замеры при перестановке первого ПС СУЗ и по результатам замеров принятие решения о заполнении или перестановке "посуху".
Светит не смертельно поэтому при мне не заполняли.
Да мы и шахту внутрикорпусную переставляем "посуху" что нам какой то ПС СУЗ.

Получается топливо выгорает неравномерно во всём загруженном объёме? Больше в центре или на переферии?и с чем это связанно.?А как снижается концентрация бора?Просто разбавлением водой?И куда лишняя вода девается?Просто выливается или где то хранится?

то есть вы 10 месяцев работаете и 2 стоите?

Свежее топливо загружается в основном на периферию и по мере выгорания переставляется ближе к центру.
Горит лучше в центре, там утечка меньще. Есть некоторое количество ТВС четвёртого года которые
стоят на периферии но горят они там слабенько (Kq=0,3-0,4).

Вода упаривается и возврашается на блок в виде 16-тиграмового раствора борной кислоты и "чистого конденсата".

Быстрее чем за 43 суток средний ремонт с перегрузкой топлива пока не получается.
Есть ещё капитальные ремонты (один раз в четыре года)
с полной выгрузкой и контролем корпуса реактора (около 3-х месяцев).

Наоборот. РУ работает 10 мес. и 2 стоит. А персонал наоборот.

М-м-м. Это получается персонал вместо РУ 2 мес в году электричество и пар вырабатывают?

Извините, за офф. сестра плохо зафиксировала.

Anarxi, вы так скоро на ВИУРа экзамен сможете сдать...

Неравномерность на самом деле возникает не только из-за того что в центре или на периферии (хотя это само собой, как обьяснили вам из Запорожской), но еше из-за так называемого отрицательного температурного эффекта.
Говоря языком чайника - обратные связи в реакторе сделаны так, что когда температура возрастает, деление ядер уменьшается. Логика надеюсь вам понятна, что если реактор начнет неконтролируемо разгонятся (растет мошность и температура), то он сам себя погасит. Что характерно для легководников, этот коэффициент очень большой, то есть малейшее увеличение температуры - приведет к подавлению цепной реакции.

Теперь смотрите, на входе в реактор вода имеет температуру 290 град цельсия, на выходе из реактора 320. Из-за обратных связей, деление ядер внизу активной зоны (на входе) будет более интенсивнее чем на выходе (вверху).

Потому если на сечение (профиль) нейтронного потока в реакторе посмотреть, то он стремится быть больше внизу, как одногорбый верблюд, или чем то напоминает мужика в профиль с пивным брюшком

К концу кампании реактора, топливо в самом центре выгорит по максимуму, и получается дву-горбый верблюд, плюс еше внизу тоже топливо обеднеет. Но в связи с тем что наверху деление подавлялось из-за обратных связей, топливо там сохранится больше, то есть верхний горб будет стремится превалировать.

Это все условно конечно, не надо только думать что все это пушено на самотек, то есть топливо профилируется, чтобы оно выгорало максимально равномерно и энерговыделение было максимально равномерно.

Спасибо за доступный ответ Вопрос:как топливо профилируется? Чисто теоретически,если трубку ТВЕЛа перевернуть верх тормашками ,будет эфект перестановки топлива Хотя бы частично.

Раз есть желание отвечать, продолжаем задавать вопросы про чайники от чайников.
По идее, там не только температура воды, но и ее плотность должна сильно меняться (особенно если на входе вода, на выходе булькающая газировка пароводяная смесь), может это тоже влияет?
А направление вытаскивания регулирующих стержней наверное тоже сказывается на неравномерности по высоте? В РБМК, кажется были и вводимые снизу (или это я с прямым углом перепутал?). А что больше влияет на неравномерность по высоте неполное вытаскиваение регулирующих стержней или температурная обратная связь?

Да, ес-но от плотности воды тоже будет эффект. Но LWRs, вкл ВВЭР - не кипяшие реакторы, то есть конечно на выходе будут пузырьки, но не так как на РБМК.

А изменение плотности воды играет большую роль в другом, скажем так более видимую невооруженным глазом.

Вот вам как то выше сказали, что когда запускают реактор, то оставляют одну группу ОР СУЗ в активной зоне, добы снизить концен бора.
Обьяснение этому следуюшее.

Вода 1 контура (дистиллат), скажем так теоретически имеет формулу Н2О, где атомы водорода, об которые ударяется нейтрон, играют оч важную роль. Так как они имеют прим такую же массу как нейтрон, то нейтрон ударившись об атом водорода, отдает макс энергию, и замедляется (не поглотившись паразитным образом на пути от рождения (быстрый) до пригодного чтобы делить Уран (тепловой энергии)).
Потому, при повышении температуры, расстояние между атомами (выражусь условно) увеличивается. Плотность воды при темп 25 град равно 1 кг/литр, а при 300 град 700 грам/литр.
То есть при повышении температуры воды (реактор начинает греть воду), сама вода имеет отриц эффект, то есть отриц обратная связь.
Однако, в воде же 1 контура растворен и бор - поглотитель. Но, при повышении температуры, из-за того же эффекта как и в воде, и из-за снижения плотности атомов бора, он (бор) будет давать положит контрибуцию.

Теперь, если контрибуция от воды скажем условно дельта Т с минусом, и величины Х, то контрибуция от бора дельта Т с плюсом, и величины Y.

Потому, при пуске реактора, когда вес бора очень велик (концентр большая), то и Y большой (Y > X), вот вам и получается положит эффект в целом, которого допустить нельзя (иначе при росте мошности реактора, он будет сам себя стимулировать и разгонятся).
Потому опускают одну группу стержней, тогда пусковая концен бора становится меньше, и соотв Y < Х, ну и тд.

Чес слово устал, очень это сложно, обьясять просто всю эту сложную терапию

Добавлю чуть-чуть цифр к сказанному www.

Да, немножко влияет даже в случае реакторов под давлением (ВВЭР, PWR), в которых нет кипения в активной зоне.

Для примера посчитал несколько цифр. При давлении 160 атмосфер и температуре 290C плотность воды получилась 0,75 г/см3, а при температуре 322C - 0,68 г/см3. Соответственно, коэффициент размножения (бесконечный) для таких плотностей оказался 1,37 и 1,35 (при обогащении 4,4%). Это довольно-таки много. Разница не катастрофическая но достаточная для того, чтобы её обязательно учитывать в расчётах.

В реакторах с кипением в активной зоне эффект ещё более сильный.

Самый простой способ - перестановки топливных кассет (ТВС) по активной зоне во время ППР. Каждый раз считают различные перестановки и находят оптимальный вариант. Это профилирование по радиусу.

По высоте профилировать можно следующим образом. Твэлы по высоте набраны из топливных таблеток. Одинакового обогащения. Но если исходно собирать твэлы из таблеток с разным обогащением, то можно добиться большей равномерности выгорания. Такие варианты внедряются, но заводы-изготовители их не слишком любят. И нужно ещё понимать, что номенклатура обогащений не слишком велика, то есть, не так много будет вариантов таблеток с разными обогащениями.

Теоретически есть способ изготовления топлива, позволяющий менять обогащение по высоте любым произвольным образом - вибротопливо. Но метод даже ещё толком не изучен, не то что внедрён.



Будет. Но вскрывать кассету, чтобы перевернуть твэл, никто не станет.

Хотя опять же, если говорить о теории, похожие варианты рассматриваются для... реактора Билла Гейтса Так что у Вас и у людей Гейтса мысли сходятся

А если чередовать таблетки разного обогащения, например, одну через две и т.п?

В принципе, наверное можно. Вопрос - что это даст? Второй вопрос - сколько запросит изготовитель за такие твэлы?

У нас будут материалы про топливо в следующем году. По аксиальному профилированию мы попытаемся получить как можно более подробную информацию.

Пожалуй, что ничего хорошего. Если в твэле две таблетки одна 2,8%, другая 4,4% будут находится рядом в одной точке нейтронного поля, то в одной будет выделятся в 2 раза больше тепловой энергии, чем в другой. Не айс.

А почему на реакторах ВВЭР нельзя сделать перегрузку топлива на ходу, сделав пробки в крышке и установив машину РЗМ. Возможно придется от контаймента отказаться, но может я и ошибаюсь.

там ТВСки вплотную сидят
на РБМК есть графмодератор, шаг 25 см, диаметр канала 88 мм

Mikle, если чуть добавить к сказанному Nakos, то что вы спрашиваете не так просто осушествить в жизни. Теоретически, наверное можно задаться целью и сделать перегружаемой LWR, но стоимость, трудозатраты, научные исследования, испытания нового оборудаования, "перестройка" нейтронной физики самого типа реактора и тд будет просто нецелесообразно.
Да и выигрыша это даст не так сушественно.

Есть другие причины, которые регламентируют длительность работы оборудования, из-за которых придется через какое то время все равно останавливать реактор. Например, перегрузка реактора Кандю делается на ходу, тем не менее, планово-предупредительные ремонты с остановом реактора делается раз в 2 или 3 года. Скажем так, какого то огромного выигрыша нет...

Там же давление 160 атмосфер,какие пробки в крышке.?