Будут ли атомные взрывы на японских АЭС?

[Сторонний]

Вроде бы, реакторы РМБК и БН могут расхолаживаться и без питания, за счет естественной циркуляции. Но в ВВЭР/PWR такое не прокатывает. Вероятно, из за того что давление слишком большое (У ВВЭР 160 атм, у РМБК -70, у БН-600 - вообще 7).

Так это штатное давление, реактор глушится и давление падает.

[Сторонний]

У ВВЭРов при температуре за 300С в первом контуре вода остается водой. И сильно расчитывать на растворённый газ не стоит.

Во-первых, как я сказал выше, в заглушенном реакторе давление упадёт и вода закипит.

 Во-вторых, необходимо обеспечить отвод тепла достаточный для того, чтобы не плавились ТВЭЛы, а это наверно не 300 градусов.

[Сторонний]

Потому что для "простой циркуляции" (видимо подразумевается конвенкция) "холодильник" должен находиться существенно выше "нагревателя", иначе не будет достаточно сильной циркуляции.
Еще правда возможен вариант (и именно такое предлагается в некоторых новых проектах), что будет просто очень большой бассейн выше реактора, объема воды из которого заведомо должно хватить на несколько суток компенсации стравливаемого прямо в атмосферу пара - предполагается, что этих несколько суток должно хватить чтобы восстановить штатное энергоснабжение штатной системы охлаждения.

Вода-то закипит и тепло будет уносить пар, который сконденсируется и снова превратится в воду.
 Давление пара и будет обеспечивать циркуляцию, а не гравитация.

Между прочим эта мысль когда-то совершенно серьезно рассматривалась - чтобы был не "атомный котел", а "атомный кипятильник" (с)
Но просто очень дорогая электроэнергия получается в таком варианте - ИМХО, даже троирование дизелей с 100-метровыми трубами воздухозабора дешевле получится

Возможно вы правы, хотя интуитивно хочется сделать аварийную систему так, чтобы в ней было "нечему ломаться".

[Сторонний]

Интересная вещь получается.

 Если бы реактор НЕ заглушили, то аварии бы не было?

[mihalchuk]

А они его заглушили? :?

[Сторонний]

А они его заглушили? :?

Ну как-то он же выключился. :smile:

[mihalchuk]

Любопытную вещь вы предложили. Реактор не отключается, управляющие и заглушающие стержни заклинивает, нагрузка резко падает...

[Sigmoid]

Интересная вещь получается.

 Если бы реактор НЕ заглушили, то аварии бы не было?

Цунами, вроде, кроме дизелей, смыло и турбины тоже (или я ошибаюсь?)
Без турбин электричество бы все равно пропало.
Так что, было бы точно так же, только реакторы были бы еще горячее.

[Sigmoid]

А они его заглушили? :?

А разве нет? Везде говорят, что реакторы автоматом заглушились от землетрясения. Т.е. цепной реакции не было. А вот остаточное тепловыделение - его остановить физически невозможно.

[Сторонний]

Интересная вещь получается.

 Если бы реактор НЕ заглушили, то аварии бы не было?

Цунами, вроде, кроме дизелей, смыло и турбины тоже (или я ошибаюсь?)
Без турбин электричество бы все равно пропало.
Так что, было бы точно так же, только реакторы были бы еще горячее.

Были сообщения, что "реактор землетрясение выдержал", что под этим подразумевалось, сложно сказать.

 Я думаю что он вообще особо не пострадал, однако автоматика его выключила, что, возможно, оказалось хуже, чем если бы она ничего не делала.

[Sigmoid]

Вообще, способ абсолютно пассивного отвода тепла есть - это всем известная тепловая трубка, или ее более простой вариант - термосифон.
С одного конца вода (или другой теплоноситель) кипит, с другого - конденсируется. Теоретический предел теплопроводности - порядка десятков или сотен МВт на см2, но если даже не брать крайние пределы, труба диаметром 10 см спокойно отведет мегаватт-другой.
Вопрос в том, куда эту тепловую трубку подводить? Непосредственно в активную зону? Тогда это будет очень слабы местом (может лопнуть - от перепада температур, от повышенного давления и т.д. - и получится фактически дырка непосредственно из активной зону наружу). Можно подвести к корпусу реактора, но вопрос, хватит ли теплопроводности воды что бы отвести все от твэлов на корпус. Такая система была бы идеальной для реакторов с натрием - у него теплопроводность весьма велика, а активная зона очень компактна.

Вообще у меня была такая мысль. В реактор (уж не знаю как - скорее всего к корпусу) подведены несколько "пустых" тепловых трубок (т.е. без рабочего тела), которые выведены наружу, и соединены с каким-нибудь теплообменником. Без теплоносителя тепловые трубки не работают - поток тепла в них как минимум на 3 порядка меньше, чем у "рабочей" теплотрубки.  В случае критического перегрева реактора надо каким-либо образом впрыснуть внутрь трубки теплоноситель, и трубка начинает работать - передавать тепло. Последнее можно сделать, например, с помощью какого-либо плавкого предохранителя (хорошо подходит температура плавления свинца - чуть больше, чем нормальная температура воды в ВВЭР,  можно еще и датчик давления поставить - превысилось давление на сколько-то от номинала - значит пора охлаждать). Система полностью пассивна, требует минимум энергии (и то только на запуск, дальше все идет само собой).

[zyxman]

Все варианты улучшений упираются в площадь (которую нужно увеличивать в сравнении с уже имеющимися АЭС) и в то что нужно как-то улучшить безопасность уже имеющихся АЭС (увеличивать их площадь обычно проблематично, и кстати говоря, новых АЭС почти никто не строит).

Так что разговор про гигантские бассейны и тепловые трубы имеет все признаки научной фантастики :lol:

[m-s Gelezniak]

У ВВЭРов при температуре за 300С в первом контуре вода остается водой. И сильно расчитывать на растворённый газ не стоит.

Во-первых, как я сказал выше, в заглушенном реакторе давление упадёт и вода закипит.

 Во-вторых, необходимо обеспечить отвод тепла достаточный для того, чтобы не плавились ТВЭЛы, а это наверно не 300 градусов.

 :shock:

[m-s Gelezniak]

Джентельмены, прекрасно понимаю что могие знакомы с данной темой.
Но всеже краткий ликбез:
http://tyrbin.ru/blog/2009-01-22-72

Принципиальное отличие АЭС от ТЭС состоит в использовании в качестве паропроизводящей установки ядерного реактора вместо котла. В ядерном реакторе непрерывно происходит установившаяся реакция расщепления ядер атомов урана, плутония или других делящихся элементов, осколки которых приобретают громадную кинетическую энергию. Торможение осколков приводит к нагреву воды и ее испарению.
Одноконтурные АЭС. На рис. 1.3 показана схема одноконтурной АЭС, в которой теплоноситель — вода, проходящая через реактор 1,— одновременно является и рабочим телом турбоустановки. Для одноконтурных схем используют в одографитовые реакторы канальной конструкции (РБМК). В графитовой кладке выполняются многочисленные вертикальные каналы (например, в реакторе РБМК-1000 число каналов 1693), внутрь которых вставляются твэлы (тепловыделяющие элементы), начиненные таблетками ядерного горючего. Главным циркуляционным насосом (ГЦН) 14  в каналы подается теплоноситель, который нагревается, закипает и с содержанием пара 14 — 15% подается в сепаратор 2, где происходит отделение пара от воды. Вода главным циркуляционным насосом опять направляется в реактор, а образовавшийся пар направляется в турбину.

Рис. 1.3. Схема одноконтурной АЭС

Пар, расширяющийся в турбине высокого давления 3 и совершающий работу, увлажняется, что приводит к опасности эрозионного износа деталей турбины. Поэтому при достижении определенной влажности пар выводят из нее и направляют в сепаратор 4 на осушку. Осушенный пар в пароперегревателе 5 перегревается свежим паром большей температуры, идущим из реактора, и направляется в турбину низкого давления 6. Обе турбины конструктивно представляют собой единый агрегат, приводящий генератор 7. Отработавший пар поступает в конденсатор 8 и конденсируется за счет подачи в его трубки охлаждающей воды циркуляционным насосом 10. Затем конденсат конденсатным насосом 9 через регенеративный подогреватель 11 подается в деаэратор 12. Питательный насос 13 подает воду в реактор.
В одноконтурной АЭС турбина работает на радиоактивном паре, что вызывает необходимость соответствующего конструктивного оформления оборудования, обеспечивающего безопасность обслуживающего персонала.
Двухконтурные АЭС. Схема двухконтурной АЭС показана на рис. 1.4. В ней  теплоноситель реактора 1 Отделен от рабочего тела турбоустановки, и поэтому в ней циркулирует нерадиоактивное рабочее тело.

Рис. 1.4. Упрощенная тепловая схема двухконтурной АЭС:

1 — реактор; 2 — парогенератор; 3, 6 — части высокого и низкого давления турбины; 4 — сепаратор; 5 — пароперегреватель; 7 — генератор 8 — конденсатор; 9 — конденсатный насос; 10 — циркуляционный насос; 11 — ПНД; 12 — деаэратор; 13 — питательный насос; 14 — ПВД; 15 — ГЦН

В первом контуре используется водо-водяной реактор корпусного типа (ВВЭР) —толстостенный сосуд под давлением, внутри которого установлены тепловыделяющие сборки из твэлов, омываемые теплоносителем.
Главный циркуляционный насос прокачивает воду через реактор и подает ее в трубки парогенератора, в котором происходит нагрев и испарение воды — рабочего тела второго контура. В остальном работа схемы не отличается от одноконтурной, за исключением использования подогревателя высокого давления.

[Nikola]

Ну давайте подумаем про тепловые трубы.
Они действительно могут передать дикую мощность, но эту мощность необходимо подвести к теплоносителю внутри тепловой трубы, значит внутри реактора нужен аварийный теплообменник с площадью пусть ~10% от номинальной мощности. Дальше ТТ это дополнительная дырка в бетонной защите и дополнительный бак с водой на высокой отметке реактора. Давление в ТТ будет малое (атмосферы) и  совместить это прочными корпусами будет сложно. В общем можно, и применимо для малых/спец реакторов а дорабатывать энергетический водяной таким образом дорого да и бессмысленно.
Есть более простые схемы.
Реактор дает пар, пар подаем в эжектор, который закачивает воду в реактор. Часть избыточного пара можно конденсировать и забрасывать в цикл, можно травить в атмосферу. При этом используются существующие трубопроводы, движущихся частей нет.
Если же порвались трубы обвязки реактора то подавать воду бессмысленно - она вытечет через дырки (как и наблюдаем) охлаждения практически не будет ибо водичка пробъет себе холодный канал, а вокруг может быть и расплав.

[Сторонний]

Nikola, а почему бы в аварийном случае просто не подключать теплообменник, в котором пар будет конденсироваться и образовавшаяся вода будет просто стекать обратно в активную зону?

 Всю эту конструкцию поместить в какой-нибудь пруд, который будет отводить тепло в воду и потом в атмосферу путём испарения.

[Sigmoid]

кстати говоря, новых АЭС почти никто не строит).

Ну, тут вы ошибаетесь. Я сходу могу назвать Нововоронежскую АЭС-2 и ЛАЭС-2, которые полным ходом строятся, и Белоруссия тоже не собирается отказываться от строительства АЭС. Кстати все они будут использовать ВВЭР-1200, со всеми новейшими системами безопасности (СПОТ и ловушка для кориума).

[zyxman]

кстати говоря, новых АЭС почти никто не строит).

Ну, тут вы ошибаетесь. Я сходу могу назвать Нововоронежскую АЭС-2 и ЛАЭС-2, которые полным ходом строятся, и Белоруссия тоже не собирается отказываться от строительства АЭС.

А вы попробуйте не сходу, и с учетом что энергетические потребности постоянно растут - чтобы просто заместить выработавшие ресурс блоки, уже нужно минимум один новый блок в неделю закладывать, а чтобы избавиться совсем от нефтяной зависимости, так каждый день новый блок.

[Sigmoid]

Есть более простые схемы.
Реактор дает пар, пар подаем в эжектор, который закачивает воду в реактор. Часть избыточного пара можно конденсировать и забрасывать в цикл, можно травить в атмосферу. При этом используются существующие трубопроводы, движущихся частей нет.

Красивое решение.

[Sigmoid]

кстати говоря, новых АЭС почти никто не строит).

Ну, тут вы ошибаетесь. Я сходу могу назвать Нововоронежскую АЭС-2 и ЛАЭС-2, которые полным ходом строятся, и Белоруссия тоже не собирается отказываться от строительства АЭС.

А вы попробуйте не сходу, и с учетом что энергетические потребности постоянно растут - чтобы просто заместить выработавшие ресурс блоки, уже нужно минимум один новый блок в неделю закладывать, а чтобы избавиться совсем от нефтяной зависимости, так каждый день новый блок.

Ну это вы загнули! Реакторы служат минимум лет 30, ВВЭР-1200 вообще расчитан на 60 лет. Если вводить по 1 блоку ВВЭР-1200 в неделю, то через 60 лет, когда выработает ресурс первый блок, будет уже ~3100 блоков, общей мощностью ~3700 ГВт. Для сравнения, во всем мире сейчас работает 441 энергетических реактора общей мощностью 375 ГВт, т.е. на порядок меньше.

Темпы строительства АЭС в России мне совсем не кажутся недостаточными.
В данный момент строятся: Нововоронежская АЭС-2 (2 реактора ВВЭР-1200, со временем планируется еще два), ЛАЭС-2 (4 реактора ВВЭР-1200, пуск четвертого энергоблока планируется на 2019), Балтийская АЭС (два блока ВВЭР-1200, пуск планируется на 2016) Плюс достраивается энергоблок БН-800 на Белоярской АЭС.
 Итого: 11 реакторов общей мощностью ~ 12 ГВт ближайшие ~10 лет.
Это, ни много ни мало, половины мощности всех современных российских АЭС.
А еще планируется Северская АЭС, Тверская АЭС (к 2020 году планируется 4 ВВЭР-1200, общая мощность 4.6 ГВт!) Южно-Уральская АЭС  (то же 4.6 ГВт), Костромская АЭС (первоначально 2 ВВЭР-1200, в перспективе тоже 4). Я их не стал считать, т.к. пока тут много неясностей со сроками. Если посчитать и их, то общая мощность строящихся АЭС вообще будет больше, чем всех российских АЭС вместе взятых.