[image]

Авария в Чернобыле. Причины. Последствия.

 
1 7 8 9 10 11 44
UA SergeVLazarev #17.03.2004 04:00
+
-
edit
 

SergeVLazarev

опытный

[quote|Serg Ivanov, 15.03.2004 13:27:18 :][quote|SergeVLazarev, 15.03.2004 12:42:19 :][quote|Fakir, 12.03.2004 23:36:39 :]Насколько мне известно, поражений щитовидной железы, которые должны были бы быть первым признаком радиационного поражения, у жителей Чернобыльской зоны не зафиксировано.[/quote]

как раз зафиксировано. я говорил с врчом с северо-западной украины.
у них там недостаток йода, а когда еще радиация добавилось начались проблемы.[/quote]

Тогда должна быть статистика этих проблем. Я верю что, поскольку "у советских собственная гордость", то в те времена могли занижать эту статистику.
Но с 91 года бывшие республики стоят с протянутой рукой. Ну какой смысл нищему калеке прятать культю? Только если вместо культи - здоровая нога.[/quote]

ты неправ. там рост порядка 30-70% процентов пошел.
   

yuu2

опытный

[quote|viur, 16.03.2004 01:49:44 :]1. Положительный паровой эффект реактивности
2. "Концевой" эффект СУЗ
3. Отсутствие схемы запоминания сигнала "АЗ-5"
4. Неэффективная система сброса давления в РП
5. Плохой регламент
6. Плохая программа эксперимента[/quote]

пп.1-10 - В целом согласен, но по п.4 аналогичные эксперименты ставились и на других РБМК)

В пп. 1-6 (причины) надо добавить ещё и некорректность воздействия диспечера. Всё-ж влазить в эксперимент ради экономии пары вагонов угля (пары рублей премии).

А пункты 5 и 6 в "рейтинге" поставил бы на 2-3 места. Ну да не столь важно.
   

yuu2

опытный

[quote|viur, 16.03.2004 20:34:06 :]Можно на ты :) .
Скорее всего, именно из-за сохранившихся там компактно расположенных ТВС, хотя бассейн сверху почти ничем не закрыт и наверняка внутри валяются фрагменты активной зоны.
[/quote]

Скорее - из-за того. что по достаточно хрупким после облучения ТВСкам колотили куски бетона.

Жмет почти рефлекторно, по себе знаю – элементарная реакция на показания приборов.
 


Йа, йа! Времени на раздумья нет. Некоторых "клинит", когда выпадает сразу 3-5 блокировок и нужно уяснить первопричину.

(между прочим разгон был вовсе не обязательно на мгновенных нейтронах).
 


Как практикующий расчётчик: в системе типа РБМК на мнгновенных разогнаться оооочень сложно. Реактор имеет очень слабую нейтронную связность, поэтому основным механизмом был именно ПЭР - выпаривание одного канала приводило к росту мощности в соседних, которые, в свою очередь, выпаривались.

верхнюю плиту биозащиты реактора (схема «Е») приподняло
 


И перекосило - т.е. воздействие было асимметричным. Т.е. сработал ПЭР буквально нескольких десятков каналов. А уж перекос и заклинил большинство СУЗов.
   
+
-
edit
 
Сорри, у меня проблемы с активацией, поэтому пока числюсь незарегистрированным :(
По – поводу уровня подготовки персонала. Директор и главный инженер хотя формально и отвечают за безопасность АЭС, но на практике они администраторы в чистом виде. По - современному – менеджеры, поэтому от них совсем не требуется знаний особенностей АЭС и т.п. Другое дело ЗГИС-Э и ЗГИС-Н (замы Главного по эксплуатации и науке). Если в уровне квалификации ЗГИС-Э (Дятлов) можно было сомневаться, ЗГИС-Н Лютов Михаил (отчество не помню) профессионал высшего класса и именно ему сдавали экзамены все СИУРы, соответственно подготовка их была на должном уровне. Цитирую доклад комиссии Штейнберга «…личностные данные персонала ЧАЭС не имели никаких отличий от данных персонала других станций, которые могли бы быть прямой причиной аварии»
Но дело не в этом. Я убежден, что никто в тот момент даже не подозревал об опасности происходящего и будь там хоть весь цвет науки и техники СССР все были бы уверены в том что все идет нормально. Это сейчас, зная почти все об аварии, легко обвинять их в недостаточном знании физики и конструкции РБМК, а тогда все без исключения были свято уверены в надежности и безопасности РБМК. Надо было быть гением, чтобы предвидеть к чему приведет такая последовательность действий.
А теперь к конструкции:
1. Требования к СУЗам на всём движении вводить только отрицательную реактивонсть появилось ПОСЛЕ аварии.
2. Подсчитано: если БЫ вместе с длинными (сверху) стержнями в зону по сигналу АЗ вводились бы (снизу) и укороченные стержни-поглотители - всё было бы в порядке. Конструкторы не предусмотрели, эксплуатационщики не додумались.
3. Подсчитано: если БЫ верхние концевые выключатели приводов СУЗ были бы разобщены на 15-20 сантиметров, то при сбросе АЗ положитнельный выбег реактивности практически отсутствовал бы.
 


Все эти пункты (включая п.1) были предусмотрены в ПБЯ-04-74 статьи 3.3.1, 3.3.5, 3.3.21, 3.3.26, 3.3.28, 3.3.29. Прямо или косвенно все эти статьи были нарушены Ген. конструктором и Научным руководителем. Так что «задний ум» тут ни причем. Все эти меры были разработаны аж в 1976 г. но, понадеялись на авось...
В пп. 1-6 (причины) надо добавить ещё и некорректность воздействия диспечера. Всё-ж влазить в эксперимент ради экономии пары вагонов угля (пары рублей премии).
 


Не согласен, диспетчер в проведение эксперимента не вмешивался, он вмешался в график планового останова блока, до эксперимента дело еще не дошло и его вмешательство всего лишь отложило начало эксперимента. Это обычное дело ничего особенного тут нет и к аварии это никакого отношения не имеет.
Скорее - из-за того. что по достаточно хрупким после облучения ТВСкам колотили куски бетона
 


Фон в 4000 р/ч внутри обезвоженного БВК нормальное явление и разрушены ТВС или нет значения не имеет. К тому же ТВС висят не абы как, а в стальных пеналах и достаточно надежно защищены от механических повреждений.

А вот для интересующихся цитата из проекта РБМК: «Условия работы станции с РБМК, включенной в энергетическое кольцо, делают неприемлемой систему управления и защиты, построенной по классическому принципу, когда по аварийному сигналу производится сброс всех стержней для быстрого прекращения реакции(!). Разработанная система позволяет не сбрасывать мощность, а осуществлять ускоренное управляемое снижение мощности с номинального до более низких уровней вплоть до собственных нужд и обеспечивать устойчивую работу станции на этих уровнях. Полная остановка реактора предусматривается только при обесточении объекта(!)»
Круто да? Как говорится «no comments». Это только подтверждает мою версию останова стержней по факту снятия сигнала АЗ-5.
 
+
-
edit
 
[quote|U235, 23.01.2004 10:44:32:]   Приходилось слышать рассказ физика ядерщика, работавшего в области ядерных реакторов, по поводу этой аварии. Как он говорил, у него иногда складывалось впечатление, что сидевшие за пультом 4-го энергоблока операторы задались цель покончить жизнь самоубийством весьма экстравагантным способом. По его словам, они сделали все возможное и невозможное, чтобы взорвать реактор: до них никому в голову прийти не могло, что это вообще возможно. Додуматься выдернуть из реактора находящегося в иодной яме все стержни - это все равно, что посветить в бензобак спичкой. И нафиг они вообще стали разгонять реактор из иодной ямы? Ее последствием стоановится остановка реактора, но они ведь и так его останавливали на ремонт, так никакой надобности в его разгоне, кроме как выполнения никому особо не нужного эксперимента не было. Неужели они настолько потеряли страх и здравый смысл?[/QUOTE]
"Оператор никогда не должен оказаться в ситуации, которую инженеры предварительно не проанализировали. Инженеры никогда не должны анализировать ситуацию без учета реакции оператора на нее". Эдвард Р. Фредерик, оператор реактора АЭС Три Майл Айленд, принявший ночью 28 апреля 1979 г. ошибочные решения, но не преследовавшися за них...
 

yuu2

опытный

По – поводу уровня подготовки персонала.
 


Что Топтунов в рамках оперативного видения ситуации ничего не нарушил - 100%. Более того, он избежал (осознанно или интуитивно, бо в реальном времени) многих мелочей, которые могли бы усугубить ситуацию.

А то, что пошли по-сути на продление кампании активной зоны в условиях отравления - вот это и есть "недосмотр" (т.е. непрофессионализм) руководства, бо должны были ставить регламент выше просьб диспечера.

Я убежден, что никто в тот момент даже не подозревал об опасности происходящего
 


"Чти регламент, мать твою" (из наставления ветеранов)

Это сейчас, зная почти все об аварии, легко обвинять их в недостаточном знании физики и конструкции РБМК
 


Что физика РБМК - вещь мутная - это 100%. Особенно до модернизации - с малым числом внутризонных нейтронных детекторов и проблемой инерционности родиевых оных. Впрочем, после модернизаций до идеала прозрачности всё-равно далеко.

Управление тоже не подарок (по сравнению с прочими).

И самое мутное в физике РБМК - зависимость глубины отравления от схемы перегрузки. Поэтому все данные для средней по кампании глубине ямы для той ситуации были слабоприменимы.

Отдавший приказ на продление кампании ОБЯЗАН был мобилизовать расчётчиков.

В итоге Топтунов "унаследовал" в свою смену отравленный реактор о степени отравления которого он мог только догадываться.

диспетчер в проведение эксперимента не вмешивался, он вмешался в график планового останова блока
 


Он вмешался в работу блока с минимальным оперативным запасом реактивности. Для ВВЭР-1000 в то время устанавливались маневренные ограничения на конец кампании 70-100%, для РБМК-1000 - 50-100% (сейчас вроде-бы ужесточены). Того, кто согласился с инициативой диспечера (30%) можно автоматически считать профнепригодным (не дело диспечера знать эти тонкости).
   

TEvg

аксакал

админ. бан
А схему станции можно? Как расположены реакторы, турбогенераторы, БЩУ и пр.
   

TEvg

аксакал

админ. бан
И почему не заглушили реактор вначале эксперимента? Ведь в реальной ситуации если пропадает энергия, то по-видимому надо останавливать блок, питая потребители за счет выбега генератора. Понятно что программа эксперимента не предусматривала немедленный останов, но кто и почему принял такую программу?
   
Это сообщение редактировалось 18.03.2004 в 09:44

TEvg

аксакал

админ. бан
Кстати насколько вероятна авария такого масштаба на ВВЭР-1000?
   

yuu2

опытный

[quote|TEvg, 18.03.2004 09:43:45 :]Кстати насколько вероятна авария такого масштаба на ВВЭР-1000?[/quote]

Пустотный (паровой) эффект реактивности 0 и меньше. Контроль зоны внутриреакторными средствами на порядок информативнее.
   
18.03.2004 12:03, Fakir: +1: Даешь больше истинно грамотных людей!:)

TEvg

аксакал

админ. бан
Ну.. расплавить активную зону ВВЭР-1000 наверное нетрудно. На Тримайл Айленд стоял похожий водоводяной реактор, где поплавили АЗ. Амам повезло, что гремучка не рванула.
   

U235

старожил
★★★★★

Повторение Чернобыльского сценари 1:1 практически невероятно, но если захотеть, то можно нарваться другими путями. К примеру, по какой либо причине оставляем реактор идущий на полной мощности на голодном водяном пайке: отказ ГЦНов, разрыв контура охлаждения(тем паче что параметры пара на ВВЭР, наверное, покруче будут), паровая пробка. Реактор начинает разогреваться - и далее, как повезет: разгерметизация реактора и выброс пара из-под крышки реактора либо первого контура, расплавление активной зоны и разнос радиации с водой первого контура по всей станции и самое неприятное, но и достаточно маловероятное: сбор расплавленного урана из ТВЭЛов в критическую массу и взрыв реактора по чернобыльскому образцу.

По этому сценарию произошла авария в Тримайл-Айленде и ряд радиационных аварий на АПЛ.

Есть и более неприятный сценарий:
Перезагрузка реактора. При подъеме краном крышки реактора допускается ее небольшой перекос и закусывает регулирующие стержни реактора. Не заметивший это вовремя персонал продолжает подъем крышки и вытаскивает поглощающие стержни из активной зоны. Взрыв реактора. По такому сценарию было два взрыва реакторов АПЛ (последний неподалеку от моего города - в бухте Чажма). Насколько реален и опасен подобный сценарий на большом ВВЭРе - не знаю, но теоретически такое возможно на всех реакторах подобного типа.
   

yuu2

опытный

[quote|U235, 18.03.2004 13:25:00 :]Есть и более неприятный сценарий:
Перезагрузка реактора. При подъеме краном крышки реактора допускается ее небольшой перекос и закусывает регулирующие стержни реактора. Не заметивший это вовремя персонал продолжает подъем крышки и вытаскивает поглощающие стержни из активной зоны.[/quote]

Сузы гражданских ВВЭР другой конструкции. И разобщители стержней от приводов там первоклассные - на лодочных таких нет (конструкция другая).

А против повторения сценария TMI у них теперь у всех бооольшущие баки системы аварийного расхолаживания для проливки зоны. И система рециркулирования конденсата контейнмента в баки САОРХ.
   
+
-
edit
 
А то, что пошли по-сути на продление кампании активной зоны в условиях отравления - вот это и есть "недосмотр" (т.е. непрофессионализм) руководства, бо должны были ставить регламент выше просьб диспечера.
И самое мутное в физике РБМК - зависимость глубины отравления от схемы перегрузки. Поэтому все данные для средней по кампании глубине ямы для той ситуации были слабоприменимы.
 

А-а, теперь дошло, почему вы ни с того ни с сего диспетчера виновным считаете. yuu2, похоже ты путаешь РБМК с ВВЭР. В эксплуатации РБМК отсутствует понятие "кампания", перегрузки идут непрерывно и, как правило, на мощности. Плановые остановы производятся, когда подходят сроки проведения техобслуживания, но никак не для перегрузки. Соответственно глубина отравления зависит от чего угодно, только не от схемы перегрузки, да и понятия "схема перегрузки" тоже нет. То есть, в принципе, реактор может работать на номинале ( или на 50% как тогда) сколько угодно, только "палки" подбрасывай.

Он вмешался в работу блока с минимальным оперативным запасом реактивности. Для ВВЭР-1000 в то время устанавливались маневренные ограничения на конец кампании 70-100%, для РБМК-1000 - 50-100% (сейчас вроде-бы ужесточены). Того, кто согласился с инициативой диспечера (30%) можно автоматически считать профнепригодным (не дело диспечера знать эти тонкости).
 

Здесь вообще не понял о чем речь? Что за "маневровые ограничения" нет таких у РБМК.
А схему станции можно? Как расположены реакторы, турбогенераторы, БЩУ и пр.
 

О какой схеме речь? Если планы зданий (экспликации) то это толстенный документ и выложить его в инете проблематично. Принципиальную тепловую схему выложить могу.
И почему не заглушили реактор вначале эксперимента? Ведь в реальной ситуации если пропадает энергия, то по-видимому надо останавливать блок, питая потребители за счет выбега генератора. Понятно что программа эксперимента не предусматривала немедленный останов, но кто и почему принял такую программу?
 

В реальной ситуации, действительно реактор глушится, только собственные нужды запитываются от резервной дизель-электростанции. А вот для определения возможности запитки от выбегающих ТГ и проводился эксперимент. Собственно, в начале эксперимента (через 40 секунд) его фактически и попытались остановить. Да и не являлся сам эксперимент непосредственной причиной аварии, дело в подготовке к нему. Для справки: до аварии существовала такая АЗ-3 – ускоренное управляемое снижение мощности до 20% (смотри мои предыдущие сообщения, цитата из проекта), так вот, через пару часов после такого снижения и работы на мощности 20% реактор находился бы примерно в таком же состоянии как и перед аварией 26-го и при попытке заглушить его получили бы результат сравнимый с Чернобыльским. Так что эксперимент тут не причем, виновато само состояние аппарата, которое можно было получить штатными защитами.
Особенно до модернизации - с малым числом внутризонных нейтронных детекторов и проблемой инерционности родиевых оных. Впрочем, после модернизаций до идеала прозрачности всё-равно далеко.
 

"До модернизации" это до аварии? Неправда, количество датчиков после аварии не изменялось. Что значит "малое число"?. Перечисляю только внутризонные датчики: 130 датчиков контроля энерговыделения по радиусу (ДКЭR), 12 семизонных датчиков контроля энерговыделения по высоте (ДКЭH всего 12Х7=84), 24 камеры деления системы ЛАР-ЛАЗ, 3 пусковых камеры деления. По моему немало. А что в ВВЭР "на порядок" больше? Сомневаюсь. Что ВИУР ВВЭР в любой момент знает значение мощности в любой точке активной зоны? Тоже сомневаюсь. Далее не знаю я про "родиевые" датчики. В ДКЭR и ДКЭН сначала применялись инерционные чувствительные элементы на основе серебра, затем (в 1994 г.) их поменяли на безынерционные гафниевые. В датчиках ЛАР-ЛАЗ применяется напыление из 90% U-235 (камера деления).
 

yuu2

опытный

В эксплуатации РБМК отсутствует понятие "кампания",
 


Знаю. Просто перед глушением на ППР темп подгрузки свежего топлива де-факто снижается - так ведь? "Выедаются" управленческие запасы реактивности.

перегрузки идут непрерывно и, как правило, на мощности.
 


Знаю.

глубина отравления зависит от чего угодно, только не от схемы перегрузки
 


А вот со своей расчётной колокольни заявляю: не правильно! Залезая в теорию: реактивность есть пространственно-энергетическая свёртка потока, сечения и ценности. Все три зависят от схемы погрузки топлива в активную зону. У ВВЭРов просто - стационарный изотопный состав в любой точке зоны можно однозначно (через энерговыработку с начала кампании) связать с временем. Соответственно для каждой точки энерговыработки можно насчитать глубины йодных ям и откалибровать расчёты буквально одним экспериментом "в реале". Практическая точность такой методы (при желании) доводится до уровня одного цента и ниже.

У РБМК изотопный состав зоны не привязан однозначно к энерговыработке, соответственно, в любой момент времени рассогласования между прогнозом глубины ямы "из прошлого опыта" и реальным положением дел может достигать и десятков центов. Не было в 80-е серийных станционных вычислительных мощностей для прогноза в реальном режиме времени (а уж тем более - на опережение) глубины ям.

130 датчиков контроля энерговыделения по радиусу (ДКЭR)
 


Ага, на 1693 канала.

12 семизонных датчиков контроля энерговыделения по высоте (ДКЭH всего 12Х7=84)
 


Вот они-то как раз и родиевые. После калибровки стационар показывают отлично, но в нестационарном режиме провираются. Одно время я работал над матаппаратом корректора их инерционности; вывод - без "предзнания" характера динамики нейтронных полей их показания в переходных режимах даже при корректоре ненадёжны.

По моему немало. А что в ВВЭР "на порядок" больше?
 


В пересчёте на литр зоны - на два.

Что ВИУР ВВЭР в любой момент знает значение мощности в любой точке активной зоны?
 


Канал под тот же аксиальный детектор энерговыделения имеется в каждой ТВС. Просто в алгоритм управления заводят не все из них, бо нейтронная связность кассет выше, чем у каналов РБМК. Также и с термопарами на выходе кассет - можно юзать и все, но потребности нет ("служат резервистами").
   
+
-
edit
 
yuu2, что-то я совсем ничего не понимаю – или мы говорим о разных вещах или на разных языках.
Что такое «схема перегрузки»?
Реактивность это мера относительного отклонения от критического состояния r=(K-1)/K. Другого определения я не знаю и что такое «пространственно-энергетическая свёртка» хоть убей, не помню. Или речь идет об оперативном запасе реактивности (ОЗР)? Ну, так это же совсем другое понятие.
Глубина йодной ямы (и время достижения максимума) у РБМК зависит от уровня мощности до начала снижения мощности, скорости снижения мощности, уровня мощности после окончания снижения и больше ни от чего. Берем максимальную мощность (100%), максимальную скорость (2%/сек) и минимальный, допустимый после аварии, уровень (50%) т.е. режим АЗ-2. Проводим эксперимент и смотрим на динамику изменения ОЗР. В итоге получаем график зависимости концентрации ксенона (и ОЗР) от времени после снижения мощности, видим на нем, что максимум йодной ямы в 15 стержней РР достигается через 5 часов. Все, больше ничего не нужно, эти цифры НЕИЗМЕННЫ с точностью до долей цента. Изменяться они могут только в меньшую сторону (меньше скорость, мощность до и после), но с точки зрения безопасности и практики важен только максимум. Более того, при скорости снижения мощности 10%./час или меньше йодная яма вообще отсутствует, я самолично однажды так снижал мощность со 100 до 65% – ОЗР и не шелохнулся, а потом, естественно, начал расти. Зачем какие то прогнозы и расчеты в реальном времени? Какой в них прок? Не пойму.
Тогда (25-го) после снижения мощности со 100 до 50% с рабочей скоростью (0,2%/сек) и прохождения йодной ямы, ОЗР восстановился до 30 ст.РР и продолжал расти. Если бы они стояли дольше, то запас вырос бы примерно до 40 ст. РР, что соответствует равновесной концентрации ксенона на уровне мощности 50% и могли работать на этом уровне (без перегрузок!) еще недели 2 как минимум. Ничего в этом особенного, а тем более запрещенного нет, не было и не будет никогда. Абсолютно нормальный режим, никакой угрозы для безопасности не представляющий. Это делали, делают и будут делать сотни раз, я уж не говорю про запреты в Регламенте – сроду не было. Ну и напоследок – темп перегрузок перед остановом не снижается, да и вообще темп перегрузок подбирается таким, чтобы ОЗР находился в пределах разрешенного, плюс-минус пару стержней. Соответственно, средняя энерговыработка топлива РБМК величина практически неизменная, установившаяся раз и навсегда (если не изменяет память 1500 Мвт∙сут./ТВС).
Вот они-то как раз и родиевые. После калибровки стационар показывают отлично, но в нестационарном режиме провираются
 

Да и бог с ними – на ДКЭН ВИУР смотрит в последнюю очередь – в защиту не заведены, действий немедленных не требуют, хай будут инерционными.
 
+
-
edit
 
В пересчёте на литр зоны - на два.
 

Не на литр зоны надо считать а на количество мощности. То есть, мощность РБМК и ВВЭР-1000 одинаковая, значит и количество датчиков должно быть одинаковым.
 

yuu2

опытный

yuu2, что-то я совсем ничего не понимаю – или мы говорим о разных вещах или на разных языках.
 


Об одном, но на разных :)

Реактивность это мера относительного отклонения от критического состояния r=(K-1)/K. Другого определения я не знаю и что такое «пространственно-энергетическая свёртка» хоть убей, не помню.
 


А К, в свою очередь, есть

интергал_по_V от интеграла_по_E от ню*сигмаf
К=_______________________________________________
интергал_по_V от интеграла_по_E от сигма увода

В просторечии - пространственно-энергетическая свёртка потока и сечений. (ценность выносится за интеграл из чистлителя и знаменателя и успешно сокращается)

Реактивность же - пространственно-энергетическая свёртка потока, ценности и сечений для двух различных состояний зоны.

В терминах К для однозонного реактора (точечное приближение):
r=(К2-К1)/(К2*К1).
А то, что эксплуатационщикам естественней отсчитывать К от единицы - так это частный случай.

Глубина йодной ямы (и время достижения максимума) у РБМК зависит от уровня мощности до начала снижения мощности, скорости снижения мощности, уровня мощности после окончания снижения и больше ни от чего.
 


ЭТО, является управляющими параметрами отравления у ВСЕХ реакторов с тепловым спектром.

Если перейти на "расчётный" этаж, то она ещё зависит не только от скорости деления (мощности), но и от обогашения и наличия/состава плутониев (глубины выгорания) и пространственного распределения делящегося материала (схемы перегрузки).

Берем ... Проводим эксперимент и смотрим на динамику изменения ОЗР. В итоге получаем график зависимости концентрации ксенона (и ОЗР) от времени после снижения мощности, видим на нем, что максимум йодной ямы в 15 стержней РР достигается через 5 часов.
 


Получаем ЧАСТНЫЙ случай для конкретной конфигурации зоны и НИКАКИХ отснований считать, что то же самое будет и для всех прочих ситуаций с аналогичными стартовыми условиями. Тем более, что Вы сами помянули, что фразы типа "15 стержней РР" нельзя трактовать иначе, чем "расчётное значение, равное по эффективности 15 стержням РР".

Более того, при скорости снижения мощности 10%./час или меньше йодная яма вообще отсутствует
 


Дык, знаю.

Зачем какие то прогнозы и расчеты в реальном времени?
 


Для станции с КИУМ 0.8 темпом снижения 10%/час или выдержкой между переходными режимами больше 36 часов - никакого. Но суть-то в том, что ТОГДА как раз и появилась потребность в динамическом прогнозировании - "заюзали" реахтер.

что соответствует равновесной концентрации ксенона на уровне мощности 50% и могли работать на этом уровне (без перегрузок!) еще недели 2 как минимум
 


Дык, знакомый процесс - для ВВЭРов именуется режимом продления кампании за счёт мощностного коэффициента реактивности. Для них же было показано, что он экономически оправдан только для последней топливной загрузки - природу не обманешь.
   

yuu2

опытный

[quote|[viur:],19.03.2004 01:59:36 ]
В пересчёте на литр зоны - на два.
 

Не на литр зоны надо считать а на количество мощности. То есть, мощность РБМК и ВВЭР-1000 одинаковая, значит и количество датчиков должно быть одинаковым.[/quote]

Опять видно практика :)

Минимальные значения состава и количества АКНП определяются до разработки проекта в нормативной документации (начиная с ПБЯ и дальше).

В этом плане РБМК и ВВЭР по количеству нейтронных детекторов (не касаясь того, что у ВВЭР пространственное распределение энерговыделения можно мерить в каждой кассете, а у РБМК - в каждой десятой) практически одинаково.

Осталось только сравнить "дальнобойность". Скажем, ситуация: расцепление органа СУЗ от привода. Датчик привода показывает положение, но откровенно врёт. На ВВЭРе с помощью трёх камер можно всегда (даже в подкритике) диагностировать и номер "самоходчика" и величину внесённой реактивности.

Попробуйте такое произвести на РБМК.

(Дополнение) А на БН-600 такое возможно и с помощью всего одной камеры (это к вопросу о сравнении "дальнобойностей" - степени информативности аппаратуры АКНП).
   
Это сообщение редактировалось 19.03.2004 в 08:57
19.03.2004 13:57, U235: +1: За интересные и профессиональные посты по атомной тематике.

U235

старожил
★★★★★

2viur
Интересно было бы узнать Ваше мнение о целесообразности отказа от строительства канальных реакторов в будущем. Правильно ли оно, или канальные реакторы имеют перспективу и реальные преимущества перед ВВЭРами? Какой реактор по Вашему мнению, как эксплуатационщика, лучше? И что стоит строить в ближайшем и отдаленном будущем? Кстати, как Вы оцениваете реакторы на быстрых нейтронах с точки зрения безопасности и удобства эксплуатации? Насколько удобно и безопасно ими управлять и есть ли у них подводные камни наподобие иодной ямы и положительного парового эффекта реактивности?
   
RU Серокой #19.03.2004 14:44
+
-
edit
 

Серокой

координатор
★★★★
viur, в дополнение к вопросам U235 "провокационный" вопрос - не ошибусь, если скажу, что вам лично РБМК нравится? :-)
   
+
-
edit
 
Если перейти на "расчётный" этаж, то она ещё зависит не только от скорости деления (мощности), но и от обогашения и наличия/состава плутониев (глубины выгорания) и пространственного распределения делящегося материала (схемы перегрузки).
 

Согласен, но среднее по реактору обогащение/глубина выгорания/и пространственное распределение делящегося материала у РБМК постоянны, и глубина йодной ямы от них не зависит.
Получаем ЧАСТНЫЙ случай для конкретной конфигурации зоны и НИКАКИХ отснований считать, что то же самое будет и для всех прочих ситуаций с аналогичными стартовыми условиями.
 

Да не меняется эта конфигурация и этот "частный случай" распространяется на весь срок работы реактора и НИКАКИХ прочих ситуаций не бывает.
Для них же было показано, что он экономически оправдан только для последней топливной загрузки - природу не обманешь.
 

Ну ясно, что экономически не оправдан, а на безопасность то он как влияет? Это я опять про диспетчера - никак не пойму, он то в чем виноват? В том что ввел блок в "экономически неоправданный режим"? Да и бог с ним.
Попробуйте такое произвести на РБМК
 

Пробовал, никаких проблем, кроме подкритики - там не получиться.
2viur
Интересно было бы узнать Ваше мнение о целесообразности отказа от строительства канальных реакторов в будущем. Правильно ли оно, или канальные реакторы имеют перспективу и реальные преимущества перед ВВЭРами? Какой реактор по Вашему мнению, как эксплуатационщика, лучше? И что стоит строить в ближайшем и отдаленном будущем? Кстати, как Вы оцениваете реакторы на быстрых нейтронах с точки зрения безопасности и удобства эксплуатации? Насколько удобно и безопасно ими управлять и есть ли у них подводные камни наподобие иодной ямы и положительного парового эффекта реактивности?
 

Здесь уже давалась вот эта ссылка Эволюция ВГР и я с автором почти согласен. Про БН ничего не скажу - не разбираюсь.
viur, в дополнение к вопросам U235 "провокационный" вопрос - не ошибусь, если скажу, что вам лично РБМК нравится?
 

Почему провокационный, нормальный. Судя по тому, что я знаю 5-й блок КАЭС будет просто ляля и он мне нравится.
 

yuu2

опытный

Получаем ЧАСТНЫЙ случай для конкретной конфигурации зоны и НИКАКИХ отснований считать, что то же самое будет и для всех прочих ситуаций с аналогичными стартовыми условиями.
 

Да не меняется эта конфигурация и этот "частный случай" распространяется на весь срок работы реактора и НИКАКИХ прочих ситуаций не бывает.
 


Воооот, от уверенности эксплуатационщиков/надзирающих физиков/конструкоров, что всё будет, как было и раньше и заварилась каша на 4ом блоке. (не в упрёк кому-то лично - система-с)

Попробуйте такое произвести на РБМК
 

Пробовал, никаких проблем, кроме подкритики - там не получиться.
 


Попробуйте БЕЗ средств теплотехнического контроля и внутриреакторных датчиков - только тремя внешними камерами, размещёнными в отражателе. Будет как в подкритике.
   
+
-
edit
 

Mishka

модератор
★★★
[quote|yuu2, 22.03.2004 08:24:30 :]Воооот, от уверенности эксплуатационщиков/надзирающих физиков/конструкоров, что всё будет, как было и раньше и заварилась каша на 4ом блоке. (не в упрёк кому-то лично - система-с)
[/quote]

Не хочу никого обидеть, но у меня впечатление, что ВИУРов так учат - т.е., как такие люди типа yuu2 расчитают и скажут - пространственная конфигурация должно быть такая - так ВИУР и танцуют отсюда.
   

yuu2

опытный

Не хочу никого обидеть
 


Не в претензии ;)

ВИУРов так учат
 


Я и говорю - система.

т.е., как такие люди типа yuu2 расчитают и скажут
 


Так ДОЛЖНО быть, но техника образца 70-х - 80-х не позволяла оперативно обсчитывать текущее состояние реактора РБМК, не говоря уж о прогностических функциях в отношении того или иного задуманного оператором вмешательства в активную зону.
   
1 7 8 9 10 11 44

в начало страницы | новое
 
Поиск
Настройки
Твиттер сайта
Статистика
Рейтинг@Mail.ru