Комментарии 194
Всё-равно мне очень тяжело оценить окупаемость АЭС. Дорогое строительство и проектирование, топливо, обслуживание, куча персонала и дорогущщей узкоспециализированной техники, охрана. Планируемые затраты только на ремонт — 4,5 млрд. И при всём при этом она ещё доход приносит. Или нет?
Блок зарабатывает в год 6-7 миллиардов рублей, с операционными расходами 3-4.
А зарабатывает только на выработке электроэнергии или как-то ещё?
У нас также город обеспечивает горячей водой
Я думаю, что на 99% на выработке э/э. У РБМК есть еще возможность облучать всякие мишени для получения изотопов (т.к. в отличии от ВВЭР каналы можно перегружать в любой момент, а не раз в год, и влияние мишени на характеристики АЗ меньше) — на Смоленской АЭС, например, производят Кобальт-60, ну и некоторые изотопы по военной тематике делают на РБМК. Но не думаю, что это приносит заметный доход АЭС.
А большая часть энергии идёт на какое-то производство вроде алюминиевого завода или бытовые нужды?
P.S. Ещё давно вопрос интересует — что обозначают цвета крышек(?) некоторых стержней на фото из помещения реактора?
P.S. Ещё давно вопрос интересует — что обозначают цвета крышек(?) некоторых стержней на фото из помещения реактора?
>А большая часть энергии идёт на какое-то производство вроде алюминиевого завода или бытовые нужды?
АЭС расположена в Ленинградской области…
>P.S. Ещё давно вопрос интересует — что обозначают цвета крышек(?) некоторых стержней на фото из помещения реактора?
Означает принадлежность к разным группам регулирования (быстрая АЗ, компенсирование реактивности) и измерительным каналам, если правильно помню.
АЭС расположена в Ленинградской области…
>P.S. Ещё давно вопрос интересует — что обозначают цвета крышек(?) некоторых стержней на фото из помещения реактора?
Означает принадлежность к разным группам регулирования (быстрая АЗ, компенсирование реактивности) и измерительным каналам, если правильно помню.
Правильно помните: все цветные крышки на плато — это крышки сервоприводов стержней регулирования нейтронного потока. Желтые — стержни регулирования нейтронного потока по высоте (ими нейтронное поле по высоте реактора корректируют), красные — привода АЗ (аварийной защиты вообще — при срабатывании защиты — они глушат реактор в случае чего-то нештатного), синие — АРВ (автоматического регулирования мощности от внутризонных датчиков), зеленые — привода стержней регулирования нейтронного потока от боковых ионизационных камер. Все остальные — крышки укрупненной сборки с топливом. В некоторые каналы с топливными сборками вставлены датчики нейтронного потока.
Это в двух словах. На самом деле все несколько сложнее. Но это уже дебри.
Это в двух словах. На самом деле все несколько сложнее. Но это уже дебри.
И еще забыл про стержни ручной регулировки (РР — это самая многочисленная группа стержней). На Ленинградке почему-то они зеленым цветом показаны. Похоже, какой цвет у кого был, тем и раскрасили.
Интересно, что людей, работающих с РБМК внезапно гораздо больше, чем с ВВЭР, сужу по количеству профессиональных комментариев к разным темам. :)
там распределение количества человек на блок другое. На РБМК должно больше работать. Правда, так не считает концерн.
Поясните, пожалуйста, более подробно эту фразу:
На РБМК должно больше работать. Правда, так не считает концерн.
На РБМК очень большое количество всевозможной арматуры в КМПЦ, которую нужно обслуживать, например.
Блок РБМК. Ядерный реактор старого типа. Вырабатывает 1080 МВт электрической энергии в час (Гигаваттник). По старым документам еще с советских времен есть норматив по количеству персонала на каждый энергоблок. Не буду утверждать конкретно, сколько человек, но там не менее 1200 на 1 энергоблок.
Энергоблоки ВВЭР более современные и требуют меньшее количество персонала на «энергетическую установку». Но там и принцип обслуживания несколько иной. Дозовые нагрузки меньше.
И коль уж речь зашла о концерне РосЭнергоАтом. Политика концерна — оптимизация персонала. Они смотрят на Европу. Там нормы исходят не из количества человек на блок, а из количества человек на Мегаватт вырабатываемой энергии. Получается на блок что-то около 800-1000 человек. Ну, и концерн оптимизирует (читай — сокращает) людей для решения своих оптимизационных задач под лозунгом «Производительность и зарплата — два близнеца брата». Вредность порезали. Ну и всячески подтягивают гайки. Но, я думаю, такая ерунда сейчас везде в стране.
Энергоблоки ВВЭР более современные и требуют меньшее количество персонала на «энергетическую установку». Но там и принцип обслуживания несколько иной. Дозовые нагрузки меньше.
И коль уж речь зашла о концерне РосЭнергоАтом. Политика концерна — оптимизация персонала. Они смотрят на Европу. Там нормы исходят не из количества человек на блок, а из количества человек на Мегаватт вырабатываемой энергии. Получается на блок что-то около 800-1000 человек. Ну, и концерн оптимизирует (читай — сокращает) людей для решения своих оптимизационных задач под лозунгом «Производительность и зарплата — два близнеца брата». Вредность порезали. Ну и всячески подтягивают гайки. Но, я думаю, такая ерунда сейчас везде в стране.
Да просто делают все «как на Западе». Там в штате энергоблока по сути только оперативный персонал. Весь ремонт отдается на аутсорс. А хорошо ли это, я сомневаюсь.
Конечно, если вывести за штат весь персонал (названия цехов даю так, как они называются у нас на БАЭС) ЦЦР (цеха централизованного ремонта), ЭЦ (электроцеха), ЦТАИ (цеха тепловой автоматики и измерений), то примерно и получится 1 человек на мегаватт, но уменьшатся ли затраты? Если цех в штате станции, то станция его работу может оплачивать по себестоимости (только ЗП персонала и стоимость материалов). А если нанимается сторонняя фирма для той же работы, то она ведь по себестоимости работать не будет, ей прибыль подавай. Плюс если блок уникальный, как наш БН-600, то для работы на нем ремонтный персонал должен знать его специфику, а для этого лучше постоянно на нем находиться.
Конечно, если вывести за штат весь персонал (названия цехов даю так, как они называются у нас на БАЭС) ЦЦР (цеха централизованного ремонта), ЭЦ (электроцеха), ЦТАИ (цеха тепловой автоматики и измерений), то примерно и получится 1 человек на мегаватт, но уменьшатся ли затраты? Если цех в штате станции, то станция его работу может оплачивать по себестоимости (только ЗП персонала и стоимость материалов). А если нанимается сторонняя фирма для той же работы, то она ведь по себестоимости работать не будет, ей прибыль подавай. Плюс если блок уникальный, как наш БН-600, то для работы на нем ремонтный персонал должен знать его специфику, а для этого лучше постоянно на нем находиться.
Полностью согласен! Аукнется это в скором времени. Не, блок не ёкнет. Аварийная защита отрабатывает как нужно. Но то, что остановов будет больше — уже факт. А если еще и ремонты урезают по срокам, то какие-то работы приходится исключать из графика ремонтов. Как результат — свищи, течи и т.п. ерунда.
Росатом тоже сейчас очень активно "аутсорсом" занимается. Правда аутсорсят чаще всего дочерние фирмы созданные самим же Росатомом. В общем цирк. Но зато на бумагах оптимизация — штатный персонал сократили, удельные показатели как бы выросли...
Все эти «оптимизации», скорее всего, связаны еще и с тем, что мы активно продвигаем наши энергоблоки за рубеж. А там решения принимают такие же «эффективные менеджеры», что и у нас, чтоб им пусто было…
Они спрашивают: «А сколько человек у вас на блоке работает? А почему так много, вот у Дженерал Электрик на блоке персонала втрое меньше. Ваши блоки, значит, хуже?»
Они спрашивают: «А сколько человек у вас на блоке работает? А почему так много, вот у Дженерал Электрик на блоке персонала втрое меньше. Ваши блоки, значит, хуже?»
На РБМК в целом нужно больше образованных специалистов, чем на ВВЭР.
Кроме получения медицинских и технических изотопов
конкретно на ЛАЭС была программа изготовления легированного кремния.
«Русская силиконовая долина» (кажется) называлась.
По-слухам, ребята не сильно и развернулись, но какой-то выход с этой установки всё-же есть.
Про обогрев городов-спутников уже сказали.
Есть ещё доход от побочных производств вроде продажи жидкого азота и гелия в баллонах.
конкретно на ЛАЭС была программа изготовления легированного кремния.
«Русская силиконовая долина» (кажется) называлась.
По-слухам, ребята не сильно и развернулись, но какой-то выход с этой установки всё-же есть.
Про обогрев городов-спутников уже сказали.
Есть ещё доход от побочных производств вроде продажи жидкого азота и гелия в баллонах.
А стоимости захоронения отходов и обслуживания могильника отходов — какие?
Согласитесь, если бы это было не выгодно, то новые станции не строились бы, так ведь?
Ведь какие альтернативы в ходу: жечь ископаемое топливо? Дорого и не экологично, зато станции дешевые. Гидро? Крайне дешево и экологично с некоторыми допущениями, зато станции дорогие, сложные и ответственные, плюс к тому не у всех государств есть подходящие источники гидроэнергии.
К тому же, сейчас, с развитием технологией, рентабельность атомных станций еще и улучшилась, мне кажется.
Ведь какие альтернативы в ходу: жечь ископаемое топливо? Дорого и не экологично, зато станции дешевые. Гидро? Крайне дешево и экологично с некоторыми допущениями, зато станции дорогие, сложные и ответственные, плюс к тому не у всех государств есть подходящие источники гидроэнергии.
К тому же, сейчас, с развитием технологией, рентабельность атомных станций еще и улучшилась, мне кажется.
Кстати, далеко не факт, что тепловые электростанции намного дешевле АЭС той же установленной мощности. Ведь турбины, всякие там регенеративные подогреватели, генераторы, конденсаторы, градирни и т.д. практически те же самые применяются.
Хм, в принципе рассуждение интересное… Правда все же у АЭС все эти защитные оболочки, механизмы, плюс специальное обучение персонала, плюс склад отработанного топлива…
Увеличение мощности Краснодарской ТЭЦ со строительством нового энергоблока парогазовой установки 410МВТ обошлось компании Лукойл, чуть более 15 млрд. рублей. Основная турбина Митцубиши, вторичная паровая из Новосиба.
Дешевле и намного.
Современные АЭС (которые сейчас строятся или если начинать новые строить) по 4000-6000 $ за кВт мощности.
А угольные(причем хорошие) порядка 1500-2000$.
Газовые вообще могут меньше 1000$ выходить (но зато сам газ весьма дорогой, по крайней мере был дорогим еще недавно).
Ветряки и солнечные в район 1000-1500 $ за кВт тоже уже упали.
АЭС еще как-то выкручиваются (хотя все сложнее и сложнее) за счет "дешевого" топлива по сравнению с тепловыми АЭС (газ и уголь) и высоким КИУМ по сравнению с ветряками и солнечными станциям.
Хотя с учетом текущего падения цен на традиционное топливо и тоже все не очень хорошо и по сравнению с тепловыми получается, т.к. разница в расходах на топливо не перекрывает намного большие капитальные и эксплуатационные расходы:
Традиционная ядерная энергетика не выгодна в перспективе. ТК использует уран 235 которого в природе 0,1% остальная часть это уран 238. Тоесть 235 уран очень дорог в получении. Американцы прошарили эту тему еще в 1980х годах. С тех пор у них не построено ни одной новой АЭС.
Перспективы это подкритические реакторы, ториевые ректоры. И, возможно, ректоры-размножители.
Подробно про ядерную энергетику очень хорошо рассказывает И. Острецов. Всем советую посмотреть.
Перспективы это подкритические реакторы, ториевые ректоры. И, возможно, ректоры-размножители.
Подробно про ядерную энергетику очень хорошо рассказывает И. Острецов. Всем советую посмотреть.
>ТК использует уран 235 которого в природе 0,1% остальная часть это уран 238. Тоесть 235 уран очень дорог в получении. Американцы прошарили эту тему еще в 1980х годах. С тех пор у них не построено ни одной новой АЭС.
Топливная составляющая в себестоимости электричества АЭС — 7-10%, так что цена U235 мало влияет на рентабельность станции.
>Перспективы это подкритические реакторы, ториевые ректоры. И, возможно, ректоры-размножители.
Т.е. вы считаете, что плутоний в качестве топлива дешевле U235? Сейчас он в 3-5 раз дороже, с БНами этот разрыв сократится, но останется.
>Подробно про ядерную энергетику очень хорошо рассказывает И. Острецов. Всем советую посмотреть.
А я не советую. Известный фрик, продвигающей в качестве панацеи идею, под которой пустота (несошлись расчеты и эксперимент, но до реактора, а тем более оценки его экономики расстояние как в термояде почти).
Топливная составляющая в себестоимости электричества АЭС — 7-10%, так что цена U235 мало влияет на рентабельность станции.
>Перспективы это подкритические реакторы, ториевые ректоры. И, возможно, ректоры-размножители.
Т.е. вы считаете, что плутоний в качестве топлива дешевле U235? Сейчас он в 3-5 раз дороже, с БНами этот разрыв сократится, но останется.
>Подробно про ядерную энергетику очень хорошо рассказывает И. Острецов. Всем советую посмотреть.
А я не советую. Известный фрик, продвигающей в качестве панацеи идею, под которой пустота (несошлись расчеты и эксперимент, но до реактора, а тем более оценки его экономики расстояние как в термояде почти).
Я все таки думаю что Острецов в курсе темы намного больше чем мы, все таки он был зам руководителя НИИ по науке, в целом его мысли верные, где то палку конечно перегибает. Само собой это экспериментальные технологии и их надо развивать. это почти то же самое что ездить на ДВС и отрицать преимущества электромобилей.
Согласитесь все эти технологии устарели и нужен прорыв.
БН само собой. про оружейный плутоний добытый классическим способом речи не идет.
Согласитесь все эти технологии устарели и нужен прорыв.
БН само собой. про оружейный плутоний добытый классическим способом речи не идет.
>Я все таки думаю что Острецов в курсе темы намного больше чем мы
Зато мы не ангажированы на пропихивание своих идей.
>Согласитесь все эти технологии устарели и нужен прорыв.
проект «Прорыв»? :) Если серьезно, то я отношусь к этому философски. Даст природа — будет прорыв, не даст — будем совершенствовать, что есть.
Зато мы не ангажированы на пропихивание своих идей.
>Согласитесь все эти технологии устарели и нужен прорыв.
проект «Прорыв»? :) Если серьезно, то я отношусь к этому философски. Даст природа — будет прорыв, не даст — будем совершенствовать, что есть.
Не пойму почему тут все так хотят держатся за старое. Если бы все так развивалось, то до сих пор на конях бы ездили. Хотя польза все равно есть. Вдруг кто почитав этот форум заинтересуется и что нибудь разовьет.
За старое держатся потому, что оно работает.
Вот как сделают новое и добьются, чтобы оно работало — тогда можно будет говорить. Разрушить легче легкого. Но создать хотя бы то, что было — «старое» — весьма непросто. Над тем, что вы называете «старым», трудились поколения людей. Сталкивались с проблемами, решали их, совершенствовали технологию. Перечеркнуть все это одним махом просто, но нерационально.
Вот как сделают новое и добьются, чтобы оно работало — тогда можно будет говорить. Разрушить легче легкого. Но создать хотя бы то, что было — «старое» — весьма непросто. Над тем, что вы называете «старым», трудились поколения людей. Сталкивались с проблемами, решали их, совершенствовали технологию. Перечеркнуть все это одним махом просто, но нерационально.
Природа всё что могла уже дала(накопила нефть и другие легко добываемые энергоносители в своих недрах). Дальше работают законы физики и изобретательность человеческая. Так вот «прорыв» касается именно изобретательности. Природа дать больше уже не может, и всё зависит от того насколько хорошо человек использует доступные ресурсы.
Кто знает, может через тысячи лет будет изобретён прототип энергетической установки которая способны извлекать энергию из любого вещества и преобразовывать его в один из необходимых видов энергии — электрическую, тепловую или микроволны.
Кто знает, может через тысячи лет будет изобретён прототип энергетической установки которая способны извлекать энергию из любого вещества и преобразовывать его в один из необходимых видов энергии — электрическую, тепловую или микроволны.
которая способны извлекать энергию из любого вещества
Не будет такого. Второй закон термодинамики не позволит. Я понимаю, надеяться хочется, но это то же самое, что искать там, где светло, а не там, где потерял.
С другой стороны, есть перспективные направления развития энергетики, которые не нарушают известных законов природы. Тот же термояд или быстрые реакторы. Или сфера Дайсона. Их развивать гораздо больше смысла.
Законы термодинамики вообще не причём. В веществе содержится энергия в межатомных связях. Из урана научились извлекать часть этой энергии, но пока очень неуклюже.
Теоретически, синтезом тоже можно извлекать энергию но пока это известно только на уровне теорий и некоторых экспериментов.
Извлечь энергию из куска камня можно только химически или охладить его(против чего и работают законы термодинамики) но остаётся еще энергия ядерных связей, которую извлечь из куска камня люди не научились.
Теоретически, синтезом тоже можно извлекать энергию но пока это известно только на уровне теорий и некоторых экспериментов.
Извлечь энергию из куска камня можно только химически или охладить его(против чего и работают законы термодинамики) но остаётся еще энергия ядерных связей, которую извлечь из куска камня люди не научились.
Законы термодинамики вообще не причём.
Законы термодинамики касаются любых процессов, в которых происходят превращения энергии, так что их обязательно учитывать при любых размышлениях на эту тему.
В веществе содержится энергия в межатомных связях. Из урана научились...
Межатомные связи — это химическая энергия. Из урана научились извлекать ядерную энергию, а это не энергия межатомных связей, а энергия связей между протонами и нейтронами в ядре.
но остаётся еще энергия ядерных связей, которую извлечь из куска камня люди не научились
Гуглите «формула Вейцзеккера» и «удельная энергия связи из расчета на нуклон». Максимальная энергия связи наблюдается в ядрах железа. Следовательно, превращая более легкие элемены в железо с помощью синтеза или более тяжелые — в процессе деления — теоретически можно извлекать энергию. Только высвобождение энергии максимально, если исходным веществом является водород. Для остальных исходных веществ эта энергия существенно меньше, а соответствующие ядерные реакции требуют куда более жестких условий, чем при синтезе водорода в гелий. Такие условия существуют только в центрах звезд-гигантов на последних стадиях их эволюции.
Кроме того, вы выше сказали: «извлекать энергию из любого вещества». Против этого я и возражал. Если исходным веществом является железо — то извлечь ядерную энергию из него невозможно. И вообще, в процессе извлечения энергии вещество переходит из одной формы с большей свободной энергией в другую форму — с меньшей свободной энергией. И из второй формы энергию извлечь уже нельзя. Так что сама постановка задачи извлечения энергии из любого вещества — неверная.
«Если исходным веществом является железо — то извлечь ядерную энергию из него невозможно»
Совершенно верно. Из легких ядер можно извлечь энергию путем синтеза, из тяжелых — путем деления. И только из железа ничего нельзя получить ни синтезом, ни делением. Именно поэтому, кстати, ядерный синтез в недрах звезд останавливается, когда в центре звезды образуется ядро из газообразного железа.
Совершенно верно. Из легких ядер можно извлечь энергию путем синтеза, из тяжелых — путем деления. И только из железа ничего нельзя получить ни синтезом, ни делением. Именно поэтому, кстати, ядерный синтез в недрах звезд останавливается, когда в центре звезды образуется ядро из газообразного железа.
Уточнение бы нужно — он останавливается на разных элементах в зависимости от массы звезды. Где-то на неоне и углероде может остановиться, где-то на кислороде, где-то на кремнии.
И только у самых тяжелых дело доходит до железа, т.к. для этого самые жесткие условия нужны. Причем если дело до железа все-таки дошло и сформировалось крупное железное ядро синтез уже не просто остановится, а звезда взорвется как сверхновая сразу вместе с прекращением синтеза.
И только у самых тяжелых дело доходит до железа, т.к. для этого самые жесткие условия нужны. Причем если дело до железа все-таки дошло и сформировалось крупное железное ядро синтез уже не просто остановится, а звезда взорвется как сверхновая сразу вместе с прекращением синтеза.
вещество переходит из одной формы с большей свободной энергией в другую форму — с меньшей свободной энергией. И из второй формы энергию извлечь уже нельзя. Так что сама постановка задачи извлечения энергии из любого вещества — неверная.
Не совсем, разве у нас есть только энергия ядра?, а как же аннигиляция?.. Понятно что это далеко от реализации, но, чисто теоретически, если сделать генератор антиматерии с КПД > 50% то можно построить [E = mc2]-электростанцию.
Генератор антиматерии с КПД > 50% тоже невозможен исходя из закона сохранения энергии и заряда. Потому что генератор антиматерии с КПД > 50% = генератор вещества с КПД > 100%
Частицы могут рождаться "из энергии" только парами с противоположными зарядами (позитрон+электрон, протон+антипротон, кварк+антикварк и т.д.). Поэтому если учитывать в КПД только производимую антиматерию, то предел для идеального конвертера будет 50%, т.к. еще такой же объем энергии будет уходить на производство ненужной обычной материи.
а как же аннигиляция?
«Чтобы продать что-нибудь ненужное, нужно сначала купить что-нибудь ненужное, а у нас денег нет» (с) Дядя Федор.
Антивещества вокруг нас нет. Считается, что во Вселенной его вообще почти нет. А раз так — то для аннигиляции необходимо синтезировать антивещество и затрачивать на это E=mc^2 — ту же энергию, которая выделится при аннигиляции. А откуда взять эту энергию?
Если на то пошло, то самое лучшее, что можно сделать с веществом для извлечения из него энергии — это бросить его в черную дыру. Читал, что при этом выделяется до 40% энергии по сравнению с mc^2. Но и тут возникает конечное состояние — черная дыра. Из нее (без вещества) энергию извлечь уже нельзя.
> Из нее (без вещества) энергию извлечь уже нельзя.
А как же излучение Хокинга? Мелкие ЧД, по слухам, вообще очень активно «выкипают».
А как же излучение Хокинга? Мелкие ЧД, по слухам, вообще очень активно «выкипают».
А как же излучение Хокинга? Мелкие ЧД, по слухам, вообще очень активно «выкипают».
Вот именно что мелкие. И не по слухам, а по теории. На практике таких «кипящих» ЧД еще не наблюдалось. Что же касается «нормальных» ЧД звездной массы — то они будут испаряться на многие порядки дольше, чем текущий возраст Вселенной. Кроме того, на данном этапе эволюции Вселенной такие дыры не испаряются, а растут, поглощая реликтовое излучение от Большого взрыва.
Но, допустим, вы дождетесь, пока дыры начнут испаряться, и построите вокруг одной из них что-нибудь вроде сферы Дайсона, которая будет поглощать излучение Хокинга. Так как излучение Хокинга — это по сути тепловое излучение абсолютно черного тела с некоторой температурой, и поскольку ЧД звездной массы имеют эквивалентную температуру ниже, чем реликтовое излучение (4К) — то дыра будет греть вашу сферу до температур примерно такого уровня — единицы Кельвинов.
Когда сфера нагреется — то ее собственное тепловое излучение обратно в дыру уравновесит излучение, принимаемое от дыры. Дальше вам потребуется что-то делать с тепловой энергией, чтобы как-то ее использовать. Допустим, вы построите идеальную тепловую машину Карно, использующую в качестве холодильника радиатор, излучающий в окружающую Вселенную тепловое излучение при температуре остающегося к тому времени реликтового излучения.
С некоторым кпд вы сможете превратить тепловую энергию в электричество. Теплота от холодильника будет излучена в виде рассеянных фотонов низких энергий в окружающее пространство. Электричество, произведенное вами, ждет та же судьба в результате его использования — так или иначе энергия превратится в тепло при низкой температуре и будет излучена в пространство в виде теплового излучения.
Когда дыра полностью испарится — у вас не останется материи в такой форме, из которой даже теоретически можно было бы извлечь энергию. Наступит термодинамическое равновесие. На последних этапах испарения дыра станет маленькой, сильно нагреется и даже взорвется. Но энергия этого всплеска будет значительно меньше суммарной энергии, полученной за все время всего процесса. Скорее всего ваше оборудование не будет рассчитано на такие температуры и может быть повреждено. Но даже если оно уцелеет и сможет использовать энергию взрыва испарившейся ЧД, все равно конец один — термодинамическое равновесие.
Что касается американцев — они и знать не знали до крушения СССР, что мы использовали для обогащения урана дешевые центрифуги, а не дорогущий газодиффузионный метод, как у них. Возможно, поэтому у них экономика не сошлась на уране.
> Американцы прошарили эту тему еще в 1980х годах. С тех пор у них не построено ни одной новой АЭС.
Жалко что Американцы об этом не знают.
Новую вот-вот запустят в сентябре — Watts Bar unit 2 (первый блок запустили в 1996).
Жалко что Американцы об этом не знают.
Новую вот-вот запустят в сентябре — Watts Bar unit 2 (первый блок запустили в 1996).
Урана-235 в природном 0,711%. Все слова, написанные после «0,1%» не имеют смысла.
Глобально проблема ограниченности ресурсов от этого не решится
разница между 0,7 и 0,1 — это разница между младенцем и стариком, болеющим тяжелой болезнью: оба не могут разговаривать, но один сможет после приложения определенных усилий, а другой уже нет. 0,1% — содержание урана-235 в отвальном уране. Извлечение этого урана на данный момент экономически не обосновано и технологически очень сложно. Проблема ограниченности ресурсов существует для всего, даже для солнечной энергетики: в какой-то момент может не хватить средств производства солнечных батарей и чистого кремния, хотя сам кремний лежит под ногами, но с этой проблемой можно бороться своевременными действиями, а не бежать впереди паровоза. Я, к примеру, не уверен, что первый промышленный ториевый реактор будет построен на моих глазах.
>разница между 0,7 и 0,1 — это разница между младенцем и стариком, болеющим тяжелой болезнью
Кстати, интересный факт — через 2,5 миллиарда лет в Земном уране содержание 235 изотопа действительно упадет к 0,1% примерно. Вообще разумная жизнь на Земле возникла как-то очень вовремя — через 4200 миллиона после появления возможности существования жизни и всего за 500-600 млн до окончания. Ну и уран еще не кончился :)
>Я, к примеру, не уверен, что первый промышленный ториевый реактор будет построен на моих глазах.
Я тоже не уверен, но проект такого есть в довольно продвинутой стадии — индийский AHWR.
Кстати, интересный факт — через 2,5 миллиарда лет в Земном уране содержание 235 изотопа действительно упадет к 0,1% примерно. Вообще разумная жизнь на Земле возникла как-то очень вовремя — через 4200 миллиона после появления возможности существования жизни и всего за 500-600 млн до окончания. Ну и уран еще не кончился :)
>Я, к примеру, не уверен, что первый промышленный ториевый реактор будет построен на моих глазах.
Я тоже не уверен, но проект такого есть в довольно продвинутой стадии — индийский AHWR.
Хмм. Только сейчас осознал цифры, что получается при образовании Земли 235го урана было просто дофига, почти половина содержания от общего кол-ва урана и сейчас мы доскребаем лишь его жалкие остатки после ~6 уполовиниваний (~1/64 от исходного количества).
В прошлом по-идее тогда «природные атомные реакторы» должны были быть вполне обыденной и частой вещью, т.к. сформироваться критической массе из уран-содержащей породы без какого-либо обогащения было просто.
Странно что еще не натыкались на аномалии с высокой концентрацией долгоживущих продуктов ядерных реакций. Осколки деления для этого слишком мало живут, но вот остатки разных тяжелых изотопов которые могут образоваться только в нейтронном потоке и имеют большие периоды полураспада должны находить.
В прошлом по-идее тогда «природные атомные реакторы» должны были быть вполне обыденной и частой вещью, т.к. сформироваться критической массе из уран-содержащей породы без какого-либо обогащения было просто.
Странно что еще не натыкались на аномалии с высокой концентрацией долгоживущих продуктов ядерных реакций. Осколки деления для этого слишком мало живут, но вот остатки разных тяжелых изотопов которые могут образоваться только в нейтронном потоке и имеют большие периоды полураспада должны находить.
Ну как же не натыкались — гуглите «реактор Окло» — как раз естественный. Нашли по «неестественному» содержания U235 — т.к. часть его выгорела во время работы «реактора».
Про Окло когда-то читал. Но он по-моему до сих пор единственный так и считается уникальным(исключительным) явлением.
А я о том, что при естественной концентрации урана-235 в руде доходившей до нескольких десятков %, такое должно было быть в порядке вещей — т.е. распространенным явлением.
А я о том, что при естественной концентрации урана-235 в руде доходившей до нескольких десятков %, такое должно было быть в порядке вещей — т.е. распространенным явлением.
Это могло быть распространенным явлением в рудных телах с очень высокой концентрацией урана. Такие образования с тех пор вполне могли быть разрушены и смыты в океан или погребены под корой или еще как-нибудь уйти из обзора человека.
Да, об этом сразу не подумал. Если верить современным геологам (по крайней мейнстрим их части) у нас же за последние пару миллиардов лет все континенты не раз полностью переформатировались, включая сборку в один гигантский материк и распадом на новые. И так несколько полных циклов.
В результате мы живем и добываем ресурсы на относительно молодых формированиях, в основном не более 1 млрд. лет). А более старые породы за редким исключениями сейчас в лучшем случае формируют океанское дно, а в худшем ушли в зоны субдукции (где одна континентальная плита очень медленно вползает под другую) и сейчас где-то плавают уже в виде расплавленной магмы под корой.
Видимо туда остатки большинства природных «атомных реакторов» существовавших в ранние эпохи вместе с аномальными соотношениями синтезированных изотопов и ушли. А в более поздние уже % содержания 235г был недостаточно высок для запуска цепной реакции.
В результате мы живем и добываем ресурсы на относительно молодых формированиях, в основном не более 1 млрд. лет). А более старые породы за редким исключениями сейчас в лучшем случае формируют океанское дно, а в худшем ушли в зоны субдукции (где одна континентальная плита очень медленно вползает под другую) и сейчас где-то плавают уже в виде расплавленной магмы под корой.
Видимо туда остатки большинства природных «атомных реакторов» существовавших в ранние эпохи вместе с аномальными соотношениями синтезированных изотопов и ушли. А в более поздние уже % содержания 235г был недостаточно высок для запуска цепной реакции.
Насчет экологичности ГЭС не все однозначно. Большое водохранилище в любом случае повлияет на микроклимат региона. И не факт, что в лучшую сторону. АЭС и ТЭС могут градирни использовать, а ГЭС без водохранилища не обойтись.
Ренесанс АЭС при Путине начался с того что в правительстве посчитали (в 2000 г) что, если эл. энергию производимую на эл. станциях использующих газ, производить на АЭС, а сэкономленный газ продавать в ЕС (+ бонусом можно ещё извлекать из него этилен), то блок АЭС окупится за 3-4 года только за счёт газа. Правда эффективные менеджеры из бывших комсомольцев быстро задрали стоимость блока в 2-3-4-5 раз. но всё равно даже в этих условиях стоимость по которой АЭС продают эл энергию ~ 1 руб/кВт*ч, за остальную разницу благодарите Чубайса и Ко.
Интересно что по вертикали распухи только 1-2 рядя ячеек
с чем это связанно с разной набраной дозой?
с чем это связанно с разной набраной дозой?
Я то думал у меня на проекте жесть творится. Когда вы делаете распил и выравнивание канала — общий объем графита же уменьшается? Это никак не влияет на работу реактора? Как я понял, каналы изготовлены из графита, как и графитовые стержни, которые опускаются в каналы. Значит сами каналы тоже поглощают излучение, но так как каналы не заменяются, то они уже не могут так эффективно поглощать излучение?
Вы пишите в блог научно-популярное, а не отчет начальству. Что такое ГК, ТК, РУ, РБМК, ВРХ, ЦЗ, КТК-ЦЗ ИТЦЯ?
Вообще лучше не знать таких подробностей и спать спокойно
Вы пишите в блог научно-популярное, а не отчет начальству. Что такое ГК, ТК, РУ, РБМК, ВРХ, ЦЗ, КТК-ЦЗ ИТЦЯ?
Вообще лучше не знать таких подробностей и спать спокойно
>Когда вы делаете распил и выравнивание канала — общий объем графита же уменьшается?
Честно, меня тоже этот вопрос волнует, но точного ответа я не нашел. НИКИЭТ заявляет, что нейтронно-физические характеристики реактора не изменились. Возможно вырезано не так и много графита.
>Что такое ГК, ТК, РУ, РБМК, ВРХ, ЦЗ, КТК-ЦЗ ИТЦЯ?
Ну, простите, картинки из презентации перерисовывать не получится. Давайте здесь поясню.
ГК — графитовая колонна, ТК — технологический канал (пояснение в тексте), РУ — реакторная установка, РБМК — реактор о котором идет речь, ВРХ — восстановление ресурсных характеристик, ЦЗ — центральный зал (реактора), последняя аббревиатура — название оборудования.
Честно, меня тоже этот вопрос волнует, но точного ответа я не нашел. НИКИЭТ заявляет, что нейтронно-физические характеристики реактора не изменились. Возможно вырезано не так и много графита.
>Что такое ГК, ТК, РУ, РБМК, ВРХ, ЦЗ, КТК-ЦЗ ИТЦЯ?
Ну, простите, картинки из презентации перерисовывать не получится. Давайте здесь поясню.
ГК — графитовая колонна, ТК — технологический канал (пояснение в тексте), РУ — реакторная установка, РБМК — реактор о котором идет речь, ВРХ — восстановление ресурсных характеристик, ЦЗ — центральный зал (реактора), последняя аббревиатура — название оборудования.
А есть какое-то объяснение процессов в графите, из-за чего он распухает? Как облучение меняет его структуру?
Объяснение в общем такое же, как и для всех других радиационных распуханий — нейтроны выбивают атомы из решетки кристаллов, кроме того в межкристаллитном пространстве накапливается водород (продукт распада нейтронов) и в некоторых случаях гелий (продукт альфараспада продуктов активации). Последнее приводит к мекристаллитному растрескиванию. Эти два процесса ведут к распуханию материала в целом.
Часто, чем больше по размеру кристаллы, тем меньше этот эффект.
Часто, чем больше по размеру кристаллы, тем меньше этот эффект.
Я, кстати, писал почти про эту тематику подробно — https://geektimes.ru/post/259638/
http://irbis.amursu.ru/DigitalLibrary/EBD/01.04.00/050407024.pdf
ИТЦЯ — не название оборудования. Это шифр (код) предприятия — производителя оборудования. Коды состоят из 4 русских букв и выдаются специальной госслужбой. Любое предприятие может получить такой код и под ним выпускать свою документацию. Эти коды ежегодно публикуются в каталогах, по которым можно узнать, что означает конкретное сочетание типа «АБВГ» или там «ОЯЕУ». Как правило, один код принадлежит одному предприятию и однозначно его определяет. То есть по документу можно понять, кто автор. Но бывают и исключения, когда, например, одна контора разделяется на две и каждая на правах преемника может использовать один и тот же код. При этом у одного предприятия может быть более одного кода, например, при слиянии контор. Или просто контора решила заиметь несколько кодов. Например, один — для изделий гражданских, второй — для работы на военных. А вообще там огромная куча нюансов, это всё наследие СССР еще.
Я и без пояснений всё понял, только ГК расшифровал «Графитовая Кладка». Спасибо за статью, очень интересно.
Когда вы делаете распил и выравнивание канала — общий объем графита же уменьшается? Это никак не влияет на работу реактора?
Влияет. Но в лучшую сторону. Как выяснилось в ходе эксплуатации РБМК, проектанты заложили в него «слишком много» графита. Это приводит к нежелательным изменениям спектра нейтронов, а в некоторых ситуациях — к нестабильности (считается, что это была одна из причин чернобыльской катастрофы). Чтобы «выправить» спектр нейтронов и стабилизировать реактор, применяются меры (дополнительные поглотители), которые плохо сказываются на экономичности реактора, его способности эффективно использовать ядерное топливо. В самом новом РБМК, который был достроен на 80% или даже более (5й блок Курской АЭС) применяются графитовые блоки со срезанными углами. Это уменьшает кол-во графита в реакторе и должно было способствовать повышению его экономичности при сохранении устойчивости. Но после Фукусимы от достройки этого блока отказались.
Как я понял, каналы изготовлены из графита
Нет, каналы изготовлены из циркониевого сплава. Такой сплав применяется потому, что он почти не поглощает нейтроны. Нейтроны, на самом деле, надо экономить и по возможности не поглощать — тогда реактор дает больший кпд.
Графит, кстати, тоже почти не поглощает нейтроны. Он их поглощает меньше, чем вода. Используется графит в РБМК в качестве замедлителя нейтронов.
как и графитовые стержни, которые опускаются в каналы
Графитовые стержни в каналы не опускаются.
В топливных каналах находится ядерное топливо и течет охлаждающая вода. В каналы СУЗ опускаются стержни, но не графитовые, а из карбида бора. Бор поглощает нейтроны и тем самым регулирует скорость реакции.
Значит сами каналы тоже поглощают излучение
Какое излучение вы имеете в виду? Если нейтронное — выше я объяснил, что активную зону стремятся делать из таких материалов, которые не поглощают нейтроны — для экономичности.
Если же вы имели в виду гамма-, бета и прочее радиоактивное излучение — то в активной зоне нет материалов, которые поглощали бы его специально. В этом просто нет смысла. Биологическая защита реактора (экранирующая радиацию) выполнена снаружи активной зоны и имеет существенную толщину.
При работе реактора на мощности нейтроны составляют львиную долю присутствующих в активной зоне ионизирующих излучений.
Во всех реакторах РБМК количество графита избыточное, спектр нейтронов «перезамедлен», и удаление его части даже положительно повлияет на безопасность. Конечно, не так все просто, но в целом да — нейтронно-физические свойства реактора не изменились.
ИТЦЯ — это обозначение по ГОСТ 2.201-80 организации-разработчика.
Я думал что реакторы РБМК стараются по быстрее снять с эксплуатации, а оказывается на них проводятся работы по продлению эксплуатации.
После чернобыльской аварии эти реакторы подверглись такой глубокой модернизации и мероприятиям по повышению безопасности, что неизвестно еще, какой нынче реактор безопаснее — ВВЭР или РБМК. Причем модернизация продолжалась все 2000е и, наверное, не остановилась до сих пор.
При этом у РБМК есть ряд преимуществ перед ВВЭР. Очень жаль, что это направление закрывается. Я много читал форумы атомщиков, и там большинство имеет такое мнение, что это решение чисто политическое. С точки зрения техники этот реактор себя далеко не исчерпал.
При этом у РБМК есть ряд преимуществ перед ВВЭР. Очень жаль, что это направление закрывается. Я много читал форумы атомщиков, и там большинство имеет такое мнение, что это решение чисто политическое. С точки зрения техники этот реактор себя далеко не исчерпал.
>После чернобыльской аварии эти реакторы подверглись такой глубокой модернизации и мероприятиям по повышению безопасности, что неизвестно еще, какой нынче реактор безопаснее — ВВЭР или РБМК.
Тем не менее разница в 2 барьера нераспространения дает о себе знать.
>При этом у РБМК есть ряд преимуществ перед ВВЭР.
Например?
Тем не менее разница в 2 барьера нераспространения дает о себе знать.
>При этом у РБМК есть ряд преимуществ перед ВВЭР.
Например?
Вы могли бы пояснить, что такое «разница в 2 барьера нераспространения»?
Ну это слегка пиар, но атомщики любят считать, сколько барьеров должны преодолеть радиоактивные продукты распада из ОЯТ в природу, у ВВЭР:
матрица топлива — оболочка твэл — стенка первого контура — контейнмент.
У РБМК:
матрица топлива-оболочка твэл — стенка первого контура
Да, я получил 4-3=2, но мне кажется, что я для ВВЭР какой-то барьер забыл. Ну есть еще проблема того, что первый контур РБМК размазан по всей АЭС, а первый контур ВВЭР собран довольно компактно вокруг реактора.
матрица топлива — оболочка твэл — стенка первого контура — контейнмент.
У РБМК:
матрица топлива-оболочка твэл — стенка первого контура
Да, я получил 4-3=2, но мне кажется, что я для ВВЭР какой-то барьер забыл. Ну есть еще проблема того, что первый контур РБМК размазан по всей АЭС, а первый контур ВВЭР собран довольно компактно вокруг реактора.
Рад. защиту забыли, пятый барьер безопасности. Само собой и там и там он есть, так что все таки один. Гермообьем есть и в РБМК, только давление которое он выдерживает поменьше, но герметичность никуда не уходит.
У РБМК:
матрица топлива-оболочка твэл — стенка первого контура
Еще прочно-плотные боксы КМПЦ, само реакторное пространство (с барботажем пара в бассейны), и в случае МКЭР тот же самый контейнмент.
Собственно корпус? У РБМК же общего цельного корпуса в отличии от ВВЭР как понимаю нет в принципе?
Корпус есть. Но в нем небольшое давление.
Корпус есть (схема «КЖ»), но он тонкий и не предназначен для высоких давлений. Он служит лишь для герметизации реакторного пространства, в котором поддерживается давление, близкое к атмосферному.
В принципе, наличие корпуса не может само по себе считаться преимуществом ВВЭР. С чего? Если будет допущено превышение давления — то разорвет любой корпус. С этой точки зрения РБМК даже имеет преимущество. По проекту он должен «выдерживать» разрыв трубопровода максимального диаметра (700 мм, если склероз не изменяет), которым является коллектор ГЦН. Даже в этом случае системы аварийной защиты должны обеспечить сохранение целостности ядерного топлива и основных систем блока. ВВЭР же не имеет защиты от разрыва корпуса. Это запроектная авария, которая, если она когда-нибудь произойдет, приведет к полному разрушению реактора, контейнмента, и выбросу всех продуктов деления за пределы энергоблока, как в Чернобыле.
В принципе, наличие корпуса не может само по себе считаться преимуществом ВВЭР. С чего? Если будет допущено превышение давления — то разорвет любой корпус. С этой точки зрения РБМК даже имеет преимущество. По проекту он должен «выдерживать» разрыв трубопровода максимального диаметра (700 мм, если склероз не изменяет), которым является коллектор ГЦН. Даже в этом случае системы аварийной защиты должны обеспечить сохранение целостности ядерного топлива и основных систем блока. ВВЭР же не имеет защиты от разрыва корпуса. Это запроектная авария, которая, если она когда-нибудь произойдет, приведет к полному разрушению реактора, контейнмента, и выбросу всех продуктов деления за пределы энергоблока, как в Чернобыле.
Разрыв трубопровода максимального диаметра это проектная авария для любого реактора. И разрыв корпуса ВВЭР не является разрывом трубопровода максимального диаметра. Разрыв корпуса ВВЭР равен разрыву всех ТК в РБМК, что и произошло в Чернобыле. И скорее всего масштаб будет такой же, контеймент снесёт так же, как снесло крышу 4 энергоблока и подбросило крышку реактора. Разве что отсутствие замедлителя в ВВЭР при такой аварии не позволит начаться разгону на мгновенных нейтронах.
Разрыв корпуса ВВЭР равен разрыву всех ТК в РБМК
И тут возникает вопрос — какое событие более вероятно? Корпус один, а ТК — много. И там, и там — давление, причем в ВВЭР — в 2 раза выше.
Другое дело, что для разрушения РБМК не обязателен разрыв всех ТК. Расчеты, проведенные для 4 блока ЧАЭС, показали, что достаточно разрыва трех ТК, чтобы из-за превышения давления в реакторном пространстве начался подъем схемы «Е», что приведет к разрыву всех остальных ТК, как падают костяшки домино.
После модернизации оставшихся блоков РБМК этот показатель удалось существенно повысить. Если память не изменяет, современные РБМК могут выдержать одновременный разрыв чуть ли не 15 ТК.
Ну а корпус ВВЭР — он один. Или разорвет, или не разорвет.
Разве что отсутствие замедлителя в ВВЭР при такой аварии не позволит начаться разгону на мгновенных нейтронах.
После разрушения реактора уже не важно, был разгон или нет. Все равно все радиоактивные вещества разнесет по округе. Да и замедлитель там есть — это вода. Чисто теоретически, разгон на мгновенных нейтронах может служить первопричиной разрыва ТК или корпуса. Так что тут тоже разницы особой нет.
Я имел в виду, что разрыв всех ТК обезвоживает РБМК, в котором вода не замедлитель, а поглотитель, и реактор разгоняется на мгновенных нейтронах, а в ВВЭР при разрыве корпуса вода испаряется и замедлителя больше нет.
Понятно, что все каналы порвать сложно, достаточно несколько штук, что бы приподнять крышку и оторвать все. На первой очереди РБМК сброс давления из реакторного пространства был сразу в трубу, он не много больше каналов мог выдержать, но всё равно этого мало. (хотя возможно на 1 блоке ЧАЭС такие же исходные события не привели бы к катастрофе) Сейчас да, повысили до гораздо большего количества.
Но при этом в ВВЭР нет таких быстрых положительных обратных связей, у него нет предпосылок к резкому росту давления. И только если разгон на мгновенных может его разрушить.
Вообще были случаи разрыва корпуса ВВЭР?
Понятно, что все каналы порвать сложно, достаточно несколько штук, что бы приподнять крышку и оторвать все. На первой очереди РБМК сброс давления из реакторного пространства был сразу в трубу, он не много больше каналов мог выдержать, но всё равно этого мало. (хотя возможно на 1 блоке ЧАЭС такие же исходные события не привели бы к катастрофе) Сейчас да, повысили до гораздо большего количества.
Но при этом в ВВЭР нет таких быстрых положительных обратных связей, у него нет предпосылок к резкому росту давления. И только если разгон на мгновенных может его разрушить.
Вообще были случаи разрыва корпуса ВВЭР?
Я имел в виду, что разрыв всех ТК обезвоживает РБМК, в котором вода не замедлитель, а поглотитель, и реактор разгоняется на мгновенных нейтронах,
По-моему полное обезвоживание активной зоны РБМК не должно приводить к разгону на мгновенных нейтронах. Может, в Чернобыле такое и было, но с тех пор нейтронно-физические характеристики РБМК были улучшены с помощью всевозможных мер, чтобы исключить такое развитие событий. Если я ошибаюсь — поправьте.
а в ВВЭР при разрыве корпуса вода испаряется и замедлителя больше нет.
Понятно, что все каналы порвать сложно, достаточно несколько штук, что бы приподнять крышку и оторвать все.
Я думаю, не очень важно, произойдет ли после описанных вами событий разгон на мгновенных нейтронах или нет. Паровой взрыв сам по себе достаточен, чтобы разрушить любой контейнмент и выбросить ядерное топливо за пределы энергоблока.
Но при этом в ВВЭР нет таких быстрых положительных обратных связей
На РБМК такие связи, насколько я слышал, тоже были ликвидированы. Быстрый мощностной коэффициент реактивности у современных РБМК слабоотрицательный.
Вообще были случаи разрыва корпуса ВВЭР?
Слава Богу, именно для ВВЭР не было. Но опасные моменты были. Вот один из них описан здесь:
Скрытый текст
В октябре 1985 г. в корпусе реактора второго блока НВ АЭС, работавшего на номинальной мощности, появились громкие металлические удары (сила их была такова, что они прослушивались даже на ЦЩУ диспетчера станции в «чистой зоне»). В соответствии с требованием ПБЯ-04-74 и, соответственно, всех инструкций по эксплуатации оператор реактора должен был немедленно самостоятельно остановить реактор нажатием кнопки аварийной защиты (АЗ). Того же действия требовали инструкции по эксплуатации от НС реакторного цеха и от НС АЭС. Однако, второй блок не только не был остановлен, но руководство НВ АЭС приняло решение и отдало распоряжение продолжать работу блока на мощности, мотивируя это беспрецедентное решение: необходимостью выполнения плана выработки электроэнергии, установленного для НВ АЭС на 1985 г. И если в 1968 г. ЗНС Бедринов Е.П., — в полном соответствии с требованиями инструкций по эксплуатации, — отказался выполнять самоубийственное распоряжение главного инженера НВ АЭС, то в 1985-86 г.г. ни один из НС АЭС, НС РЦ, ВИУР в течение полугода работы явно дефектного реактора не решился при приеме смены нажать кнопку АЗ реактора, что они были обязаны безоговорочно сделать в соответствии с требованиями ПБЯ и инструкций по эксплуатации. Т.е. к этому времени подавление системы ограниченного единоначалия в оперативном управлении АЭС всеобъемлющим в СССР принципом абсолютного единоначалия было завершено полностью и оставалось только ждать логического завершения — Чернобыльской катастрофы. Кстати будет сказать, что уверившееся в своей способности изменять или даже отменять принципы и законы действия блока АЭС руководство НВ АЭС не остановило второй блок НВ АЭС и в январе 1986 г., когда план выработки электроэнергии 1985 г. был уже выполнен. Второй блок НВ АЭС с явно дефектным реактором был остановлен на планово-предупредительный ремонт только в марте 1986 г., немногим более чем за месяц до Чернобыльской катастрофы. При вскрытии реактора было установлено, что внутри корпуса реактора оборвалась одна из трех шпонок, фиксирующих положение в корпусе реактора выемной шахты с расположенной в ней активной зоной реактора. В силу этого обстоятельства на фланце выемной шахты, на котором она и висит вместе с активной зоной в корпусе реактора, начала развиваться трещина. К моменту вскрытия реактора длина трещины составляла 1/4 всего периметра фланца. Каждому грамотному инженеру известно, что характер развития подобных трещин носит совершенно неопределенный характер. И только эта неопределенность в течение пяти месяцев отделяла весь мир от срабатывания следующей цепочки событий: катастрофическое развитие трещины — обрыв выемной шахты реактора с активной зоной — обрыв под действием их суммарного веса оставшихся двух фиксирующих шпонок — падение шахты с активной зоной до упора с вводом в активную зону частей тепловыделяющих сборок, остававшихся внизу (такова конструкция органов регулирования этого типа реакторов) — + Δρа.з. ≥ β — чудовищный паровой взрыв из-за не управляемого выделения энергии в активной зоне реактора, превосходящий по силе будущий Чернобыльский (из-за наличия у этого типа реактора прочного корпуса). Разумеется, это была бы Нововоронежская катастрофа, а не Чернобыльская:
>Но опасные моменты были. Вот один из них описан здесь:
На форуме Атоминфо писали, что человек, описавший это происшествие уже не работал на 5 блоке, и описывал со слов. В реальности масштаб проблем был меньше.
Ну и истеричности в тексте многовато: например обрыв шахты ВВЭР не приведет к реактивностной аварии — там специально сделано, что бы она утащила с собой БЗТ, рейки СУЗ при этом расстыковываются, РО СУЗ падают в ТВС, реактор глушится. Расчетным является и случай последующего расхолаживания реактора.
На форуме Атоминфо писали, что человек, описавший это происшествие уже не работал на 5 блоке, и описывал со слов. В реальности масштаб проблем был меньше.
Ну и истеричности в тексте многовато: например обрыв шахты ВВЭР не приведет к реактивностной аварии — там специально сделано, что бы она утащила с собой БЗТ, рейки СУЗ при этом расстыковываются, РО СУЗ падают в ТВС, реактор глушится. Расчетным является и случай последующего расхолаживания реактора.
В отличие от контеймента РБМК, на ВВЭР-ах внешняя защита штатно выдерживает даже падение самолёта, насколько там имеется запас прочности сказать довольно трудно — там целый слоёный бутерброд из бетона и стали как в лучших традициях защитной брони. Взорвать его будет довольно трудно, как извне так и изнутри.
Взорвать его будет довольно трудно, как извне так и изнутри.
Взорвать изнутри — нет проблем. Давление, которое выдерживает контейнмент — 0.5МПа, т.е. 5 атмосфер. Давление в первом контуре — 16 МПа — 160 атмосфер. При испарении вода увеличивается в объеме в 500 раз. Следовательно, если только объем гермооболочки не превышает объем первого контура в 500*160/5=16000 раз, разрыв корпуса реактора неминуемо приведет к разрыву контейнмента.
Надо бы учесть, что контеймент не полностью герметичный. Там имеются средства аварийного сброса давления чтобы не допустить разрыва в случае разгерметизации первого контура.
И 160 атмосфер это максимальное расчётное давление в контуре, обычно в рабочем режиме 100...120 атмосфер.
И 160 атмосфер это максимальное расчётное давление в контуре, обычно в рабочем режиме 100...120 атмосфер.
А как насчет охлаждения пара из первого контура? Например спринклерами? Конечно, если корпус реактора лопнул по поперечному шву — то дело дрянь, но при более реалистичном разрыве ГЦТ запаса контейнмента хватает.
Какую-то ерунду посчитали. Почему умножение на 160 раз? Вода в отличии от газов не сжимается(ну практически — для таких давлений можно считать что совсем не сжимается) и ее объем что при 160 атм. что при 1 примерно одинаковый.
Правда вода при испарении даже больше 500 раз увеличивается, а где-то в 1000 раз при пересчете атмосферное давление. При 5 атм, соответственно порядка 200.
Итого нам нужен объем защитной оболочки в 200 раз больший, чтобы его внутренним давлением не разорвало. Примерно такой порядок и есть — по вашим же ссылкам объем гермооболочек используемых сейчас порядка 65 000 — 100 000 куб.м.
А объем всего 1го контура ВВЭР-1000 — 370 куб.м — как раз порядка 200 раз меньше объема контеймента.
При этом ВСЯ вода из 1го контура резко(мгновенно) даже в теории не испарится, даже если корпус не просто треснет, а его скажем пополам сразу порвет или крышку вырвет целиком. Из самого корпуса реактора в этом случае она может испариться очень быстро, но ведь корпус с активной зоной это это не весь контур, там если ничего не путаю только около 100 тонн(кубов) воды одновременно находится. А скорость ее поступления из других частей 1го контура очень даже ограничена сечением трубопроводов и пока она будет оттуда поступать и испаряться(для чего откуда-то должны поступать дополнительные огомные объемы тепла — энергии запасенной в самой воде и разогретом металлах недостаточно для испарения всего ее объема, т.е. у нас реактор или его остатки должен еще в критическом или свехкритическом состоянии находиться и продолжать вырабатывать новое тепло) уже будут работать системы снижения давления в контейменте — охлаждения пара (что снижает его давление или даже конденсирует обратно в жидкость) и аварийного отвода пара из оболочки при приближении давления к критическому уровню.
Так что проектировщиками все посчитано и если где-то неучтенных крупных косяков или тяжелого строительного брака нет, то контеймент должен разрыв корпуса ВВЭР реактора выдерживать. Если в самом начале крупным осколком самого корпуса механически(как снарядом) стенку не пробъет, то скачок давления оболочка выдержит.
Правда вода при испарении даже больше 500 раз увеличивается, а где-то в 1000 раз при пересчете атмосферное давление. При 5 атм, соответственно порядка 200.
Итого нам нужен объем защитной оболочки в 200 раз больший, чтобы его внутренним давлением не разорвало. Примерно такой порядок и есть — по вашим же ссылкам объем гермооболочек используемых сейчас порядка 65 000 — 100 000 куб.м.
А объем всего 1го контура ВВЭР-1000 — 370 куб.м — как раз порядка 200 раз меньше объема контеймента.
При этом ВСЯ вода из 1го контура резко(мгновенно) даже в теории не испарится, даже если корпус не просто треснет, а его скажем пополам сразу порвет или крышку вырвет целиком. Из самого корпуса реактора в этом случае она может испариться очень быстро, но ведь корпус с активной зоной это это не весь контур, там если ничего не путаю только около 100 тонн(кубов) воды одновременно находится. А скорость ее поступления из других частей 1го контура очень даже ограничена сечением трубопроводов и пока она будет оттуда поступать и испаряться(для чего откуда-то должны поступать дополнительные огомные объемы тепла — энергии запасенной в самой воде и разогретом металлах недостаточно для испарения всего ее объема, т.е. у нас реактор или его остатки должен еще в критическом или свехкритическом состоянии находиться и продолжать вырабатывать новое тепло) уже будут работать системы снижения давления в контейменте — охлаждения пара (что снижает его давление или даже конденсирует обратно в жидкость) и аварийного отвода пара из оболочки при приближении давления к критическому уровню.
Так что проектировщиками все посчитано и если где-то неучтенных крупных косяков или тяжелого строительного брака нет, то контеймент должен разрыв корпуса ВВЭР реактора выдерживать. Если в самом начале крупным осколком самого корпуса механически(как снарядом) стенку не пробъет, то скачок давления оболочка выдержит.
Почему умножение на 160 раз? Вода в отличии от газов не сжимается
Вы правы. Действительно, ошибся. Не нужно было умножать.
т.е. у нас реактор или его остатки должен еще в критическом или свехкритическом состоянии находиться и продолжать вырабатывать новое тепло)
Даже заглушенный реактор продолжает вырабатывать тепло. Примерные числа приведены в Вики. В первые секунды это может быть 5-6% от исходной мощности, после 100с — 3.2%. Где-то на форуме атоминфо или припятьком читал даже о цифрах в районе 10%. Собственно, даже заглушение реактора быстродействующей защитой — не мгновенный процесс. Нейтронная мощность падает до нуля за единицы и десятки секунд.
Почему, собственно, Фукусима и взорвалась — реакторы-то там заглушили сразу при землетрясении. Погубило именно остаточное тепловыделение.
то контеймент должен разрыв корпуса ВВЭР реактора выдерживать.
Здорово, если это в самом деле так. До сих пор я считал, что такую аварию локализовать нельзя.
Даже максимальные 10% это не так много. От реактора тысячника это будет примерно 300 МВт тепла сразу после остановки (и быстро снижается — зависимость нелинейная). На испарение каждой дополнительной тонны воды на такой мощности будет уходить по 5-7 секунд и это будет приводить к росту давления в защитной оболочке где-то на 0,015-0,02 атмосферы для типовых объемов этих оболочек. Причем это если вообще не учитывать охлаждения поступающего пара и считать систему полностью изолированной. Хотя в реальности даже в самом худшем случае будет идти как минимум пассивное охлаждение: стенки защитной оболочки массивные, сразу после аварии они еще холодные(относительно пара с температурой как минимум +100гр) и имеют большую площадь — за счет этого будут поглощать тепло из соприкасающегося с ними пара и конденсировать часть его обратно.
В общем это уже весьма медленный процесс, оболочка свою задачу пассивной защиты выполнила удержав все внутри и выдержав самый 1й, мощный и быстый выброс на который не успевают реагировать ни люди ни даже зачастую автоматика. А дальше уже времени с запасом хватает, чтобы заработали системы аварийного активного охлаждения и сброса излишков пара. Причем производительность этих систем выше чем остаточная мощность тепловыделения топлива. В общем перегрузить их можно только если реактор не удалось заглушить и все еще продолжается цепная реакция, в противном случае все наоборот начнет постепенно остывать, а давление пара снижаться несмотря на продолжающееся выделение тепла в топливе.
Даже на Фокусиме этот «котел» пришлось больше суток непрерывно кипятить остаточным тепловыделением (без какого-либо активного охлаждения) уже после успешной остановки реакторов чтобы он все-таки не выдержал и взорвался. Из-за вышедшего из строя как основного, так и аварийного энергоснабжения соответствующих систем и неспособности его восстановить в течении длительного времени.
В общем это уже весьма медленный процесс, оболочка свою задачу пассивной защиты выполнила удержав все внутри и выдержав самый 1й, мощный и быстый выброс на который не успевают реагировать ни люди ни даже зачастую автоматика. А дальше уже времени с запасом хватает, чтобы заработали системы аварийного активного охлаждения и сброса излишков пара. Причем производительность этих систем выше чем остаточная мощность тепловыделения топлива. В общем перегрузить их можно только если реактор не удалось заглушить и все еще продолжается цепная реакция, в противном случае все наоборот начнет постепенно остывать, а давление пара снижаться несмотря на продолжающееся выделение тепла в топливе.
Даже на Фокусиме этот «котел» пришлось больше суток непрерывно кипятить остаточным тепловыделением (без какого-либо активного охлаждения) уже после успешной остановки реакторов чтобы он все-таки не выдержал и взорвался. Из-за вышедшего из строя как основного, так и аварийного энергоснабжения соответствующих систем и неспособности его восстановить в течении длительного времени.
Вода, как теплоноситель, в себе уже содержит необходимое количество энергии чтобы испарится при снижении давления — вспомните элементарную физику как вода с температурой 80 градусов резко закипает при снижении давления. Теплоёмкости воды хватит чтобы её же испарить и еще останется…
Вот сами и вспоминайте и хотя бы примерно посчитайте прежде чем такое писать.
При нормальных условиях для испарения 1 единицы воды нужна энергия эквивалентная ее нагреванию (или охлаждению) больше чем на 500 градусов: 2260 кДж на испарение 1 кг против 4.2 кДж на нагрев 1 кг на 1 градус.
Закипеть-то она закипит сразу же, но выкипит при этом только часть, а оставшаяся при этом охладится до температуры ниже новой точки кипения сместившийся учетом упавшего давления.
В таких условиях как в существующих сейчас атомных реакторах разница будет несколько меньше (т.к. при больших температурах и давлениях тепла для испарения 1 кг нужно меньше) но все-равно это будет больше 400 градусов по теплоемкости против 1 фазового перехода жидкость-пар.
При этом максимальная разница на которую может остывать вода у нас только около 150 градусов: рабочие температуры 1го контура реактора около 150 атмосфер / 300 градусов. А защитную оболочку рассчитывают, чтобы она выдерживала давление и температуру пара до 5 атмосфер / 150 градусов. При падении температуры воды до этого уровня она уже перестанет дальше испаряться и останется жидкостью в равновесии с паром.
Т.е. энергии запасенной в самой воде бегающей по 1му контуру недостаточно чтобы хотя бы половину ее испарить. Если в самом реакторе помимо воды после остановки есть еще несколько сотен тонн разогретого (и причем до больших температур чем вода) металла, то там еще можно считать что вся или почти вся вода очень быстро испарится сразу после критической разгерметизации. Но ее там около 100 тонн только.
А еще порядка 250 тонн воды из остальных частей 1го контура будут поступать с большой задержкой по трубопроводам и испарится из нее в итоге не больше половины.
P.S.
Все из расчета что реактор заглушить все-таки удалось (или не удалось, но паровым взрывом при разрушении корпуса топливо достаточно сильно раскидало в стороны внутри оболочки, чтобы цепная реакция в нем остановилась). Если не удалось, то конечно испарить можно практически любые количества воды. Но это уже совсем другая история и крайне тяжелая авария. В этом случае скорее всего будет принято решение аварийно спускать умеренно радиоактивный пар и газообразные продукты реакции в атмосферу, лишь бы не допустить взрыва с разрушением защитных оболочек и раскидыванием по окрестностям уже непосредственно остатков самого ядерного топлива и активированных обломков оборудования. По принципу гораздо меньшего из 2х зол.
При нормальных условиях для испарения 1 единицы воды нужна энергия эквивалентная ее нагреванию (или охлаждению) больше чем на 500 градусов: 2260 кДж на испарение 1 кг против 4.2 кДж на нагрев 1 кг на 1 градус.
Закипеть-то она закипит сразу же, но выкипит при этом только часть, а оставшаяся при этом охладится до температуры ниже новой точки кипения сместившийся учетом упавшего давления.
В таких условиях как в существующих сейчас атомных реакторах разница будет несколько меньше (т.к. при больших температурах и давлениях тепла для испарения 1 кг нужно меньше) но все-равно это будет больше 400 градусов по теплоемкости против 1 фазового перехода жидкость-пар.
При этом максимальная разница на которую может остывать вода у нас только около 150 градусов: рабочие температуры 1го контура реактора около 150 атмосфер / 300 градусов. А защитную оболочку рассчитывают, чтобы она выдерживала давление и температуру пара до 5 атмосфер / 150 градусов. При падении температуры воды до этого уровня она уже перестанет дальше испаряться и останется жидкостью в равновесии с паром.
Т.е. энергии запасенной в самой воде бегающей по 1му контуру недостаточно чтобы хотя бы половину ее испарить. Если в самом реакторе помимо воды после остановки есть еще несколько сотен тонн разогретого (и причем до больших температур чем вода) металла, то там еще можно считать что вся или почти вся вода очень быстро испарится сразу после критической разгерметизации. Но ее там около 100 тонн только.
А еще порядка 250 тонн воды из остальных частей 1го контура будут поступать с большой задержкой по трубопроводам и испарится из нее в итоге не больше половины.
P.S.
Все из расчета что реактор заглушить все-таки удалось (или не удалось, но паровым взрывом при разрушении корпуса топливо достаточно сильно раскидало в стороны внутри оболочки, чтобы цепная реакция в нем остановилась). Если не удалось, то конечно испарить можно практически любые количества воды. Но это уже совсем другая история и крайне тяжелая авария. В этом случае скорее всего будет принято решение аварийно спускать умеренно радиоактивный пар и газообразные продукты реакции в атмосферу, лишь бы не допустить взрыва с разрушением защитных оболочек и раскидыванием по окрестностям уже непосредственно остатков самого ядерного топлива и активированных обломков оборудования. По принципу гораздо меньшего из 2х зол.
>Все из расчета что реактор заглушить все-таки удалось
ВВЭР имеет резко отрицательный пустотный коэффициент реактивности, т.е. при обнажении твэлов он быстро заглушается. При этом, правда, твэлы разрушаться/расплавятся из-за потери охлаждения, но остаточное энерговыделение, разумеется, меньше, чем за счет цепной реакции.
Ну и во всех современных проектах есть система инжекции холодной борированной воды, что бы и тепло снять и реактор заглушить.
ВВЭР имеет резко отрицательный пустотный коэффициент реактивности, т.е. при обнажении твэлов он быстро заглушается. При этом, правда, твэлы разрушаться/расплавятся из-за потери охлаждения, но остаточное энерговыделение, разумеется, меньше, чем за счет цепной реакции.
Ну и во всех современных проектах есть система инжекции холодной борированной воды, что бы и тепло снять и реактор заглушить.
Ну мы тут выше вариант "совсем лютый писец" рассматривали. Не просто течь корпуса или разрыв трубопровода 1го контура, а почти мгновенную полную разгерметизацию корпуса. Ну скажем умеренный разгон реактора (на запаздывающих нейтронах) из-за ошибок управления или какой-то второстепенной аварии, с превышением допустимых параметров по давлению в 1м контуре + в корпусе уже трещины или другие дефекты шва были за которыми эксплуатационщики не уследили(или уследили, но скрыли — т.к. замена корпуса реактора это не просто ремонт, а скорее полное закрытие блока) и корпус в прямом смысле разорвало по шву на 2 части избыточным давлением. Насколько помню док. фильм как эти корпуса делают(кстати был на этом заводе, правда не конкретно в этом цеху), то его из 2х или 3х отдельных кольцевых частей — обечаек сваривают, так что более вероятен разрыв поперек, а не вдоль. При давлении внутри под 200 атмосфер и мговенному выкипанию воды при разгерметизации это приведет к тому, что верхняя часть вылетит из шахты как мина из миномета или снаряд из гаубицы, попутно рвя все трубопроводы, крепления и ломая активные системы защиты. (Кстати интересно ТВС вылетят вслед за верхней частью вместе с крышкой или останутся торчать из нижней в таком случае?).
Ну и было интересно — может ли контеймент такой полный звездец в принципе выдержать в самом пессимистическом сценарии? По прикидкам вроде выходит, что может выдержать даже такое, если внутри не будет идти СЦР, а только остаточное тепловыделение.
Кстати отрицательная реактивность (из-за отсутствие замедлителя после испарения воды) означает, что если даже если относительно свежие ТВС (не сильно выгоревшие) в количестве близкой к полной загрузке ректора тысячника просто свалить в одну большую кучу без воды(но в густом водяном пару с давлением до нескольких атмосфер ) и поглощающих стержней, то их реактивности все-равно не хватит, чтобы запустить цепную реакцию в них?
И единственный риск, что они могут опплавиться из-за остаточного тепловыделения(обычного распада без деления), сформировать намного более компактную массу и только в этом случае есть риск получить цепную реакцию?
На РБМК можно прямо на ходу не останавливая реактор перегружать топливо, например для равномерного выгорания и соответственно более полного использования топлива. Для ВВЭР-ов это делают только во время планового ремонта, при этом реактор простаивает 30...60 дней(пока заполнят всё водой, открутят все винты крышки корпуса реактора, при перегрузке топливную сборку заклинит и т.д.), что естественно сказывается в худшую сторону на его показателе КИУМ а это уже экономическая характеристика.
Только вот РБМК все равно останавливают на планово-предупредительные ремонты и КИУМ у них даже слегка ниже, чем у ВВЭР.
Любопытно, а какой уровень излучения в машинном зале (вот на фотографии люди ходят — они каую дозу за смену получают)? И ещё — какие нынче санитарные нормы на допустимые уровни облучения по российским стандартам?
Машинный зал на АЭС — это зал, в котором находятся турбины и генераторы. Там излучение очень низкое (можно сказать, его почти нет).
Что же касается центрального зала (на блоках РБМК под этим залом находится активная зона реактора) — то там излучение, если память не изменяет, в десятки или даже сотни раз выше природного уровня. Но это на самом деле немного. Можно работать часами каждый день и не превысить годовую допустимую дозу (5 бэр). Вот видео о прогулках по «крышке» реактора 3 энергоблока ЧАЭС.
Что же касается центрального зала (на блоках РБМК под этим залом находится активная зона реактора) — то там излучение, если память не изменяет, в десятки или даже сотни раз выше природного уровня. Но это на самом деле немного. Можно работать часами каждый день и не превысить годовую допустимую дозу (5 бэр). Вот видео о прогулках по «крышке» реактора 3 энергоблока ЧАЭС.
В центральном зале РБМК при работе реактора на его крышке ~2 мР/час, на крышке бассейна выдержки — ~100 мР/час. Годовая разрешенная доза для персонала атомной станции — 5 бэр.
Понятно, спасибо. А 5 бэр можно каждый год набирать, или есть ограничение? Просто если двадцать лет работать и каждый год по пять бэр хватать, то это ж дофига получится.
Кстати, хорошо, что посмотрел. Уже не 5 бэр, а 20 мЗв — т.е. 2 бэр. После достижения такого уровня облучения персонал, в зависимости от возраста, наличия детей и т.п. переводится на следующий год на работу с пониженными дозовыми нагрузками. В принципе за работу на АЭС в течении всей трудовой жизни можно набрать несколько десятков бэр, что эквивалентно повышению риска заболеть раком на пару процентов.
Реально начальник реакторного цеха за за год получает где-то 1.7 бэр или 0,017 мкЗв, за 1700 рабочих часов. Ясно дело что он не все 1700 часов сидит в реакторном зале, но примерно можете посчитать.
Кстати у нас самые жесткие в мире нормы по дозовым нагрузкам — 2 бэр для персонала группы А.
Кстати у нас самые жесткие в мире нормы по дозовым нагрузкам — 2 бэр для персонала группы А.
Начальник РЦ вообще сидит в административно-бытовом корпусе и изредка появляется в зоне контролируемого доступа. Интересно сколько получает оператор реакторного отделения, который каждую смену проводит в «грязной зоне», крутит задвижки и осматривает оборудование. Ещё много, наверное, берут ремонтники на планово-предупредительных ремонтах.
зачастую предприятия ужесточают норму. У нас — 15 мЗв
что эквивалентно повышению риска заболеть раком на пару процентов.
Когда говорят о процентах (или долях процента) риска заболеть раком — то надо всегда приводить базовый риск (т.е. вероятность заболеть для лиц, не подвергающихся воздействию радиации), а то у читателя может сформироваться неверное впечатление. В самом деле, 2 процента — вроде бы немного, но когда речь идет о жизни — то это весьма немало. Задайте себе вопрос, стали бы вы играть в русскую рулетку с риском погибнуть в 2%?
Но базовый риск, если мне память не изменяет, составляет 42%. Это огромная, просто чудовищная величина. Можно сказать, почти половина людей, кто не умрет насильственной смертью, умрут от рака (остальные — по большей части от инфаркта). На этом фоне 2%, а тем более — доли процента — как-то не очень смотрятся.
20мЗв в среднем за 5 лет, но не более 50мЗв за один год (ОСПОРБ-99/2010). У персонала АЭС 7 часовой рабочий день, 7 недель отпуска и пенсия с 50-55лет.
https:// www. youtube.com/watch?v=HXTwOKIOTbw — Агрессивная среда. Радиация. Фильм первый
https:// www. youtube.com/watch?v=oTolr9dmVCc — Агрессивная среда. Радиация. Ядерный полигон
Много воды и дури. Но есть и интересные моменты.
https:// www. youtube.com/watch?v=oTolr9dmVCc — Агрессивная среда. Радиация. Ядерный полигон
Много воды и дури. Но есть и интересные моменты.
Мне понравился тег: «ремонт своими руками».
В начале статьи написано: «ведь уже к 2000 году в СССР планировалось построить 400 гигаватт быстрых натриевых реакторов.»
А причем тут БН? Или имелись в виду РБМК?
БН никогда не планировались в таких количествах, только сейчас построили второй на 800 МВт, до этого был построен один на 600 МВт, все прошлые были опытные варианты не большой мощности. А 1200 МВт ещё только проектируются.
А вот РМК1000 и 1500 планировалось много. Вообще до Чернобыля было много вариантов канальных реакторов.
А причем тут БН? Или имелись в виду РБМК?
БН никогда не планировались в таких количествах, только сейчас построили второй на 800 МВт, до этого был построен один на 600 МВт, все прошлые были опытные варианты не большой мощности. А 1200 МВт ещё только проектируются.
А вот РМК1000 и 1500 планировалось много. Вообще до Чернобыля было много вариантов канальных реакторов.
БН планировались именно в таких количествах, потому что на 400 гигаватт РБМК у СССР бы урана не хватило бы. Можно найти проекты БН-2400, БН-4800 и даже 20 гигаваттого с турбиной на парах калия :)
Видимо это были совсем далёкие проекты, так как БН 600 только в 80 год запустили. А реакторы на тепловых нейтронах были распространены и изучены гораздо больше.
и как БН-4800 останавливать на ремонт-перегрузку? Надо же компенсировать эти мощности для потребителя, а значит ставить еще один такой реактор (а лучше не реактор, а что-нибудь другой природы, например ГЭС или много ТЭЦ) для балансировки
Мне кажется, что это некая болезнь в целом успешного энергокомплекса СССР — постоянный рост характеристик. В СССР видимо считали, что потребление электроэнергии на человека так и продолжит расти, и что нас ждут ЛЭП-220 кВ до каждой деревни и ЛЭП-1150 кВ до каждого города. В такой сети было бы меньше ограничений.
не только энергокомплекса, но и промышленности в целом: в том числе химические реакторы невообразимых размеров, крупные комбайновые заводы вдали от черноземья, моногорода вокруг каждого крупного завода, будь то никель или рыба
/флегматично/
1. Потребление энергии на человека в техноцивилизации только растет со временем. Если цифирки показывают падение за счет «энергоэффективности» — следует проверять источник цифирок, на предмет переноса потребляющего ее производства в другую страну. Да и сама «энергоэффективность» — это занятие доступное лишь тем у кого уже очень много энергии; бедняк не может сэкономить, отключив отопление в гостевом домике, у него гостевого домика нет…
2. В самом хлебном, 1990м году, производство электроэнергии в СССР было в полтора раза меньше чем в США. Плюс, сравнивая с теми же сша имелся гигантский долг по недопотребленной в стране электроэнергии. К отставанию всего лишь в полтора раза Союз шел от 60кратной разницы в 1913м, с парой больших провалов в гражданскую и отечественную. А это — тянет за собой массу последствий по всем отраслям в виде меньшей эффективности производства, итыды итыпы…
3.… и, собственно, то же самое положение с долгом по недопотребленному у Союза было во всех отраслях.
Хотите порассуждать про «некую болезнь» и недостатки крупных предприятий — будьте любезны предложить свое решение того, какими средствами можно за короткий срок компенсировать вышеуказанные долги. А также обьяснить почему всякие там японии-кореи-китаи использовали не вашу гениальную идею, а точно так же как в союзе холили и лелеяли мегаконцерны с крупным производством.
1. Потребление энергии на человека в техноцивилизации только растет со временем. Если цифирки показывают падение за счет «энергоэффективности» — следует проверять источник цифирок, на предмет переноса потребляющего ее производства в другую страну. Да и сама «энергоэффективность» — это занятие доступное лишь тем у кого уже очень много энергии; бедняк не может сэкономить, отключив отопление в гостевом домике, у него гостевого домика нет…
2. В самом хлебном, 1990м году, производство электроэнергии в СССР было в полтора раза меньше чем в США. Плюс, сравнивая с теми же сша имелся гигантский долг по недопотребленной в стране электроэнергии. К отставанию всего лишь в полтора раза Союз шел от 60кратной разницы в 1913м, с парой больших провалов в гражданскую и отечественную. А это — тянет за собой массу последствий по всем отраслям в виде меньшей эффективности производства, итыды итыпы…
3.… и, собственно, то же самое положение с долгом по недопотребленному у Союза было во всех отраслях.
Хотите порассуждать про «некую болезнь» и недостатки крупных предприятий — будьте любезны предложить свое решение того, какими средствами можно за короткий срок компенсировать вышеуказанные долги. А также обьяснить почему всякие там японии-кореи-китаи использовали не вашу гениальную идею, а точно так же как в союзе холили и лелеяли мегаконцерны с крупным производством.
Я немного не об этом. Советская промышленность шла по пути создания монстров: химический реактор, дающий половину союзной выработки полиэтилена — это советская норма. Отдаленный город, не имеющий источников существования, кроме рыбозавода — это норма. Крупная ГЭС рядом с крупным алюминиевым заводом — единственным потребителем — это норма. Все эти методы не совместимы с нормальной экономикой, т.к. ведут в тому, что вынужденный простой одного компонента (завод, ГЭС, население), сильно влияет на всю систему. Вместо одного реактора на тысячу каких-нибудь единиц, обычно строят 2-3 поменьше, чтобы вывод одного реактора в пределах одного завода (корпорации) не влиял на общий выпуск продукции.
Это ГосПлан — уменьшение единиц управления. Поскольку всё пытались считать централизованно и и рулить всем директивно из Центра — то чем меньше юнитов — тем проще им сводить балансы. Управление рисками в ссср вообще было вне пределов чьей-либо компетенции (ВАЗ которому при постройке в план «забыли» заложить избыточное производство комплектующих под назавнием «запчасти для ремонта машин» (напр после аварий или просто поломок) просто хрестоматийный пример такого рода косяка) и выливалось в попытке это разрулить на местах в безумное наращивание складских запасов всеми хозяйствующими субъектами любых масштабов — от мегазаводов до обывателей.
Впрочем мания «рулить всем из центра» жива как никогда.
Впрочем мания «рулить всем из центра» жива как никогда.
«Крупная ГЭС рядом с крупным алюминиевым заводом — единственным потребителем — это норма»
А что Вас не устраивает?
Вы представляете себе, сколько энергии нужно алюминиевому заводу? ГЭС, в отличие от ТЭС, не требует подвоза топлива эшелонами ежесуточно. А завод построили поближе к месторождению боксита, чтоб логистику минимизировать. В отличие от АЭС и ТЭС ГЭС позволяет очень быстро менять мощность вплоть до нуля, подстраиваясь под энергопотребление завода. А где ставить завод — там, где уже есть крупная электростанция? А хватит её мощности еще и на крупный завод?
«что вынужденный простой одного компонента»
Советская плановая экономика не предусматривала простоя компонентов.
«Вместо одного реактора на тысячу каких-нибудь единиц, обычно строят 2-3 поменьше»
Ерунда. Атомный энергоблок имеет определенные специфики, например, наличие вспомогательных служб, численность которых слабо зависит от мощности блока — те же службы по работе с топливом, дозиметрические службы и так далее. Поэтому блок малой мощности будет иметь худшие экономические показатели по сравнению с блоком бОльшей мощности.
Представьте, что у Вас на одной площадке не один блок мощностью 1000 МВт, а 10 блоков по 100 МВт. Да Вы только с организацией ППР замучаетесь и ремонтного персонала придется больше держать, потому что несколько блоков одновременно будут на ремонт и перегрузку топлива выводиться. Стараются наоборот увеличивать мощность блоков и строить несколько блоков на одной площадке, а не разбрасывать эти же блоки по разным местам.
А что Вас не устраивает?
Вы представляете себе, сколько энергии нужно алюминиевому заводу? ГЭС, в отличие от ТЭС, не требует подвоза топлива эшелонами ежесуточно. А завод построили поближе к месторождению боксита, чтоб логистику минимизировать. В отличие от АЭС и ТЭС ГЭС позволяет очень быстро менять мощность вплоть до нуля, подстраиваясь под энергопотребление завода. А где ставить завод — там, где уже есть крупная электростанция? А хватит её мощности еще и на крупный завод?
«что вынужденный простой одного компонента»
Советская плановая экономика не предусматривала простоя компонентов.
«Вместо одного реактора на тысячу каких-нибудь единиц, обычно строят 2-3 поменьше»
Ерунда. Атомный энергоблок имеет определенные специфики, например, наличие вспомогательных служб, численность которых слабо зависит от мощности блока — те же службы по работе с топливом, дозиметрические службы и так далее. Поэтому блок малой мощности будет иметь худшие экономические показатели по сравнению с блоком бОльшей мощности.
Представьте, что у Вас на одной площадке не один блок мощностью 1000 МВт, а 10 блоков по 100 МВт. Да Вы только с организацией ППР замучаетесь и ремонтного персонала придется больше держать, потому что несколько блоков одновременно будут на ремонт и перегрузку топлива выводиться. Стараются наоборот увеличивать мощность блоков и строить несколько блоков на одной площадке, а не разбрасывать эти же блоки по разным местам.
>1. Потребление энергии на человека в техноцивилизации только растет со временем.
Это не так последние 25 лет, потребление стагнирует в развитых странах. Что является важной причиной, пробуксовки всяких ЗЯТЦ, Термоядов и проч.
Это не так последние 25 лет, потребление стагнирует в развитых странах. Что является важной причиной, пробуксовки всяких ЗЯТЦ, Термоядов и проч.
Поставить 12 таких БН-4800 и выводить их на 1-месячный ремонт по месяцам.
12 БН-4800 — это примерно 50 обычных реакторов, а это полторы атомных энергетики страны. Концентрировать их в одном месте (с учетом энергопотерь при транспортировке) — это безмерная глупость
Ну так это просто предположение было. Текущие энергоблоки в РФ мощностью по 1000 выводят на ППР последовательно, даже несмотря на то, что они размещены на разных площадках.
А теперь представьте себе 20 гигаваттный блок :) Реально был НИР на такой, но подвела физика — оказалось, что турбина на парах калия не так и проста, что бы сразу делать 20 ГВт.
да уж :) Рядом с таким блоком надо ставить еще один суперзавод — по производству топлива, а к нему эшелонами возить уран
Не так уж много. Гигаватник выжигает порядка 100 грамм топлива в сутки. Ну а этот всего 2Кг в сутки будет на номинальной мощности.
Вот и меняйте по два-три твэла в день :) Выгорание идет не последовательно грамм за граммом, как в случае с углем, а в каждой сборке. Каждая сборка процессе работы стареет на сутки. Тем не менее, сборки менять надо. А это значит, что топливо все равно нужно партиями — от перегрузки к перегрузке, иначе какая-то часть будет выгружена раньше срока (т.е. будет еще экономически эффективна), а какая-то — значительно позже (т.е. будет только поглощать нейтроны, что экономически не эффективно). Есть конечно вариант перемещения сборок от более нагруженной зоны в менее нагруженную.
100 грамм чего, пардон? В гигаваттник под названием «ВВЭР-1000» в год приходится класть 23 тонны топлива. Чуть ближе расход чистого урана 235, но все равно больше, чем 100 грамм в сутки (скорее 250 грамм). Есть ощущение, что вы взяли энергоемкость 235 урана и поделили ее на гигаватт*день, забыв про 33% кпд.
Турбина на парах калия? а калий не сожрёт КЁМ лопатки?
В статье речь про 13-14 года… Я так понимаю заранее не афишировали эти работы, на самортизированных в 0 реакторах, и если бы что то пошло не по плану жители Ленобласти узнали бы об этом первыми, по объявлению эвакуации через громкоговорители…
В СМИ может широко и не освещалось, но тайны не было. Реактор изначально остановили, даже думали, что навсегда. И стали искать решения. На форумах обсуждали, ну и максимум что могло быть, это графитовая пыль, которая дальше станции бы не улетела. Из реактора было выгружено всё топливо. Так что никакой опасности не было для Ленобласти.
Кстати, если бы тему широко осветили в СМИ я полагаю нашлась бы группа противников и понеслось бы — митинги, пикеты, выступления с бронетранспортера и пр. )))
теперь на каждый ремонт надо приглашать СМИ, а на замену материала болтов крепления крышек проводить общественные слушания? Я все понимаю, демократия и гласность, но должны же быть разумные пределы. Тем более, что население в этом нифига не понимает, а тот, кто хочет поднять свою репутацию, демонизирует что угодно.
А в каких пределах можно изменять мощность работающего реактора в зависимости от нагрузки? И насколько быстро это происходит?
В основном проблема с температурой — нельзя быстро изменять температуру больших железяк, типа корпусов реакторов или барабанов сепараторов. Для них ограничения — что-нибудь 5-10 градусов в час. Если есть возможность и без нейтронной мощности снижать температуру плавно, то нейтронную мощность вниз можно изменять довольно резко (например с полной до 0 за несколько секунд), а вверх — руководствуясь безопасностью, например не допускать удвоения мощности быстрее, чем за 1 минуту.
Можно отметить что для РБМК снижение мощности ниже 35% не допустимо, но это чисто РБМКовская особенность. В остальном примерно так, пуск до 100% — десятки часов. Только лодочные реакторы с высокой маневренностью могут позволить себе крутую характеристику около (1°С/1 с).
Ну т.е. на суточных циклах(грубо день/ночь) в принципе регулировать возможно, но сейчас это делается за ненабностью?
Топливо относительно дешевое, лучше побольше выработать и максимизировать КИУМ и пусть другая генерация тормозит у которой топливо не такое дешевое при спаде потребления?
Топливо относительно дешевое, лучше побольше выработать и максимизировать КИУМ и пусть другая генерация тормозит у которой топливо не такое дешевое при спаде потребления?
В атомных реакторах есть еще проблема ксенонового отравления (она же «йодная яма»), из-за которой маневрирвать мощностью нельзя. Грубо говоря, если вы резко снизите мощность реактора со 100% до 30% — то через пару часов реактор сам полностью остановится, и в течение суток невозможно будет поднять мощность.
Тормозят в основном ГЭС, так как они могут менять мощность очень быстро.
А как же «йодная яма»? По-моему из-за нее нельзя резко и произвольно маневрировать мощностью.
Стоимость нового графита для одного блока больше 4 млрд рублей??
Стоимость ремонта. Нового графита там вообще нет, прочитайте внимательно пост.
Наверное имелось ввиду, что заменить все стержни новыми было бы возможно дешевле, чем проводить такую дорогую ремонтную компанию.
Стержни?
Именно это я и имел в виду. Просто заменить блоки графита полностью. Неужели это столо бы более 4 млрд рублей??
Возможно 4 миллиарда с учетом разработки и производства нового обрудования, обучения персонала.
Оборудование и разработки никуда не делись. ремонты на других блоках выйдут дешевле.
Оборудование и разработки никуда не делись. ремонты на других блоках выйдут дешевле.
Это как-то совсем безумно дорого… ну просто нереально. Это больше стоимости двух тысяч благоустроенных квартир в моем городе! А тут и работа с облученными материалами с риском заражения местности и персонала, какие-то хитрые пропилы, долгие расчеты. Почему просто не заменить графит?
«Просто» заменить порядка тысячи тонн облученного графита, с полной разборкой и повторной сборкой активной зоны? Проще всю реакторную установку построить заново.
Это гораздо проще, чем сделать все тоже самое, вот только еще и пилить вынутый высокорадиоактивный графит согласно точным схемам. А потом еще и определенным образом укладывать его на расчетное место.
Смысл предложенной методики — надпиливать графит, не вынимая. В этом и красота, поэтому так всё дёшово.
А Ваши предложения — на сотни миллиардов/блок потянут.
А Ваши предложения — на сотни миллиардов/блок потянут.
Ага, у меня не все картинки прогрузились.
Не понимаю откуда оценки в сотни миллиардов. Это нереальные деньги.
Не понимаю откуда оценки в сотни миллиардов. Это нереальные деньги.
Оттуда, что строительство нового блока — это работа с чистыми материалами. А замена графитовой кладки на «б/у» реакторе — это работа с высокоактивными материалами и конструкциями, которая к тому же не была предусмотрена проектом. Это значительно дороже. Даже демонтаж активной зоны выведенных из эксплуатации реакторов предусмотрен через десятки лет выдержки — после того, как активность конструкций снизится на порядки.
Замена графитовой кладки не предусмотрена проектом РБМК. Если в РБМК еще можно извлечь технологический канал, а вместо него вставить штангу с фрезой — то извлечь целый графитовый блок или вставить на его место новый невозможно. Этому препятствует плита верхней биозащиты реактора — так называемая схема «Е». Она имеет диаметр что-то около 17м и толщину 3м. Для замены графитовой кладки ее пришлось бы снять и куда-то временно положить — а она имеет высокую наведенную радиоактивность.
Операция по замене графитовой кладки осуществлялась на одном из советских «промышленных» реакторов. Конструкция его была где-то похожа на РБМК. Для замены верхнюю «крышку» реактора сняли и поставили в центральном зале в специально сооруженный для нее бак с водой. После этого меняли графит. Но этот реактор по проекту допускал подобную операцию, т.е. там были предусмотреныкакие-то технические возможности для снятия плиты верхней биозащиты. Но больше советские атомщики подобного делать не пытались. По-видимому оказалось очень трудно и не оправдало усилий.
Операция по замене графитовой кладки осуществлялась на одном из советских «промышленных» реакторов. Конструкция его была где-то похожа на РБМК. Для замены верхнюю «крышку» реактора сняли и поставили в центральном зале в специально сооруженный для нее бак с водой. После этого меняли графит. Но этот реактор по проекту допускал подобную операцию, т.е. там были предусмотреныкакие-то технические возможности для снятия плиты верхней биозащиты. Но больше советские атомщики подобного делать не пытались. По-видимому оказалось очень трудно и не оправдало усилий.
Это не реально физически, очень большой фон от графита. Его нельзя просто взять и вынуть.
А нельзя ли было использовать температурный отжиг графитовой кладки, или от деформации это уже не спасло бы?
Это не просто искривление — это распухание. Посмотрите как выглядит радиационное распухание —
Думаете, это можно «отжечь»?
Думаете, это можно «отжечь»?
по сути, сейчас (после десятилетий работы) материал графитовой кладки — это не совсем графит. Сейчас это нестехиометричное соединение, состоящее в основном из графита и его соседей по таблице Менделеева — азота, кислорода, образовавшихся в результате захвата нейтронов графитом, и более легких — бора, бериллия, образовавшихся в результате других ядерных реакций. Все это находится внутри кристаллической решетки углерода и соответствующим образом влияет на ее структуру. В ядерном реакторе материалы вообще ведут себя очень странно: радиационное распухание оболочек твэлов разных партий, незначительно различающихся по химическому составу (в пределах ТУ, естественно), может различаться на сантиметры по длине
Температурно отжигают стали. А если вы такое попробуете с графитом, он натурально начнёт гореть, как в Чернобыле. С выделением крайне радиоактивного дыма.
Не уверен, не материаловед, но графитовые блоки в реакторах точно «отжигали» для избавления от энергии Вигнера, если это слово применимо.
Вот: Авария в Уиндскейле. https://en.wikipedia.org/wiki/Windscale_fire#Wigner_energy
Вот: Авария в Уиндскейле. https://en.wikipedia.org/wiki/Windscale_fire#Wigner_energy
Собственно там всё и закончилось пожаром. Только почему-то горел металлический уран, а не графит. Странно. На ЧАЭС горели остатки графитовой кладки.
металлический уран в порошке вообще пирофорен. В брикетах конечно меньше, но тоже гореть будет. На ЧАЭС не было не металлического урана, т.к. топливо — окисленная форма.
Реакторный графит (очищенный от примесей и монолитный, а не пористый) практически не горит в воздухе при температурах по крайней мере до 1600 градусов. Но в РБМК по одному из отчетов которых я читал применялся на редкость поганого качества графит который был очень плохо очищен, возможно потому он и горел.
Насчет горения графита на ЧАЭС не все так однозначно. Эксперименты с графитом (необлученным или же облученным) проводились в разных институтах, и по-моему поджечь графит не удалось. Тем более что 4му блоку ЧАЭС было всего 2 года от роду, и графит не успел особо облучиться.
Что там горело на самом деле — трудно сказать, т.к. близко подойти и посмотреть не мог никто. В те дни никто толком даже не знал, в каком состоянии реактор — где находятся остатки ядерного топлива и в каком они агрегатном состоянии. Многие атомщики сходятся на мнении, что это не графит горел, а цепная реакция шла в разотравленном топливе. Пожар как раз начался к вечеру 26 апреля, когда, по расчетам, топливо должно было разотравиться, с повышением реактивности и возможным началом СЦР.
И к 6 мая, когда крупные выбросы активности прекратились — по-видимому удалось заглушить очаг реакции очередным броском поглотителя нейтронов с вертолета.
Что там горело на самом деле — трудно сказать, т.к. близко подойти и посмотреть не мог никто. В те дни никто толком даже не знал, в каком состоянии реактор — где находятся остатки ядерного топлива и в каком они агрегатном состоянии. Многие атомщики сходятся на мнении, что это не графит горел, а цепная реакция шла в разотравленном топливе. Пожар как раз начался к вечеру 26 апреля, когда, по расчетам, топливо должно было разотравиться, с повышением реактивности и возможным началом СЦР.
И к 6 мая, когда крупные выбросы активности прекратились — по-видимому удалось заглушить очаг реакции очередным броском поглотителя нейтронов с вертолета.
возможно вопрос не совсем в тему:
а будут ли эти процессы как то убыстряться или замедлятся в связи с использованием например других топливных сборок? (читал в новостях что на украинские АЭС поставляются теперь топливные сборки не Российского производства, а американского — ведь новые «свежие» сборки ускорят процесс «распухания» графитовых стержней ?)
а будут ли эти процессы как то убыстряться или замедлятся в связи с использованием например других топливных сборок? (читал в новостях что на украинские АЭС поставляются теперь топливные сборки не Российского производства, а американского — ведь новые «свежие» сборки ускорят процесс «распухания» графитовых стержней ?)
В измеряемых величинах — не не будет разницы. На каждый гигаджоуль выработки энергии получаете х нанометров распухания.
Не ускорят, нейтронный поток пропорционален мощности, а они остается неизменной. Хотя интересный вопрос в разрезе РБМК-1500, где при тех же характеристиках и конструкции РУ мощность в полтора раза выше (за счет интенсификации теплообмена между твэлами и теплоносителем).
На Украине вообще нет реакторов с графитом. Чернобыльскую всю закрыли, остались только ВВЭР — водно-водяные.
американцы воспроизвели конструкцию сборок ВВЭР, но не их характеристики. Российские сборки претерпевают одинаковые радиационные распухания (в том числе, дополнительную закрутку вокруг своей оси — как одна из башен москва-сити), а американские ведут себя иначе. В итоге, эксплуатация российских и американских сборок вместе не представляется возможной. В принципе, украина может попробовать эксплуатировать активную зону, полностью загруженную Америкой, но надеюсь, что этого не случится. Все таки, в реакторе должно стоять только то, что предусмотрено конструктором.
А как там технологический канал сдергивали? Там же вроде его очень сильно «вело» вплоть до заклинивания в некоторых каналах ТВЭЛов и управляющих стержней (собственно почему все и озадачились ремонтом графитовой кладки).
Плюс: насколько помню там вроде было такое что с определенной дозы распухание графита прекращается и идет обратный процесс. Совсем в исходное состояние не уходит конечно но частично отыгрывает назад. Не пойдет там растрескивание «подрезанной» активной зоны через некоторое время?
Плюс: насколько помню там вроде было такое что с определенной дозы распухание графита прекращается и идет обратный процесс. Совсем в исходное состояние не уходит конечно но частично отыгрывает назад. Не пойдет там растрескивание «подрезанной» активной зоны через некоторое время?
Как сдергивали — не знаю (комментаторы с ЛАЭС пишут, что мостовым краном, а не перегрузочной машиной), но думаю, у эксплуатантов графитовых канальных реакторов довольно много наработок на этот счет.
>Плюс: насколько помню там вроде было такое что с определенной дозы распухание графита прекращается и идет обратный процесс.
Наоборот: первые годы графит под облучением усаживается, потом процесс разворачивается, и он сначала восстанавливает исходную геометрию, а потом распухает.
>Плюс: насколько помню там вроде было такое что с определенной дозы распухание графита прекращается и идет обратный процесс.
Наоборот: первые годы графит под облучением усаживается, потом процесс разворачивается, и он сначала восстанавливает исходную геометрию, а потом распухает.
А можно чуть подробней? Нам всё время показывают твсы здоровенными, шестигранного сечения, а на схемах все каналы в графите — маленькие и круглые. И сами блоки графитовые в сечении квадраты.
Чуть лучше видно масштаб, но тем не менее
http://rosenergoatom.info/2009-11-01-20-18-17/535-2011-07-11-15-06-12
http://rosenergoatom.info/2009-11-01-20-18-17/535-2011-07-11-15-06-12
Посмотрел работу РЗМ. Конечно нагляднее. Много вопросов отпало
https://youtu.be/NPWMZ8wbqkI
https://youtu.be/NPWMZ8wbqkI
Картинки со схемами расположения каналов в реакторе очень напомнили неудачно закончившуюся игру в классический «сапер» на максимальном уровне сложности…
Зарегистрируйтесь на Хабре, чтобы оставить комментарий
Как ремонтируют ядерные реакторы