Artcabrio (17 Март 2011 - 14:25) писал:
Так. Хорошо. Разбираться давай.
Давай. Только я считаю, что не надо смешивать принципиально разные вопросы, такие как безопасность атомной энергетики вообще и безопасность атомных реакторов в частности. У этих вопросов принципиально разная как природа их возникновения, так и пути их решения. Раз уж ты ставишь в своём крайнем посте нижепроцитированные конкретные вопросы, касающиеся безопасности именно реактора (хотя выводы выше делаешь по всей атомной энергетике
), давай рассмотрим вопросы безопасности реакторов. Ниже я сознательно всё предельно упрощаю, оставляя лишь основной главный смысл и главные принципы, поскольку считаю, что углублённые технические рассуждения - не тема этого форума во-первых и не интересны для форумчан этого форума во-вторых.
Artcabrio (17 Март 2011 - 14:25) писал:
Какое основное условие, для штатной работы реактора, охлаждение, так?
Если таковое вдруг по каким либо причинам работает недостаточно, либо перестает работать вообще, что происходит?
Существуют ли сейчас системы (схемы), которые позволяют остановить (заглушить) сам процесс реакции, и сколько такой процесс "остановки" занимает времени?
Всё зависит от типа реактора, в мире этих типов немало, возьмём три весьма распространённых типа, имеющих отношение к нашему разговору:
- Реактор РБМК (реактор большой мощности канальный) - реактор такого типа взорвался на ЧАЭС-4. Сейчас АЭС с такими реакторами не строят, но в эксплуатации они есть, например, на Смоленской АЭС.
- Реактор BWR (Boiling Water Reactor или кипящий реактор) - реактор такого типа потерпел вторую по тяжести аварию после ЧАЭС-4 на АЭС "Три-Майл-Айленд" в США, реакторы такого типа используются на АЭС "Фукусима-1".
- Реактор ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) - реакторы такого типа используются довольно много, и вероятно, они сейчас самые безопасные. Пример - Балаковская АЭС, Ростовская АЭС (РФ), АЭС Дукованы, АЭС Темелин (ЧР).
Охлаждение и что происходит при его недостаточности или потере.
РБМК. Условия протекания ядерной реакции - это наличие топлива и замедлителя нейтронов при отсутствии поглотителя нейтронов. Замедлителем в РБМК является материал активной зоны - графит; активная зона - цилиндр диаметром без малого 14 метров и высотой около 8 метров; поглотители нейтронов - стержни системы управления и защиты, которые вводятся или выводятся из активной зоны для, соответственно, снижения или повышения интенсивности реакции. Теплоноситель - вода. Вода тоже поглощает нейтроны, но значительно слабее, чем материал стержней СУЗ. Ядерная реакция в таком реакторе протекает независимо от наличия теплоносителя, теплоноситель - фактор, сдерживающий активную зону от разрушения вследствие перегрева. В нормальном режиме вода, забирая тепло от топлива, частично превращается в пар в активной зоне, затем теплоноситель выходит из реактора и в барабане-сепараторе делится на пар, идущий на турбину, и на воду, возвращающуюся в реактор. При недостатке теплоносителя температура в активной зоне повышается, образуется много пара, который во-первых вытесняет из активной зоны воду, развивая уменьшение охлаждения, во-вторых пар значительно меньше поглощает нейтроны, чем вода, поэтому повышается интенсивность ядерной реакции, увеличивается мощность и температура в активной зоне - происходит разгон реактора. При высокой температуре водяной пар вступает в реакцию с циркониевыми защитными оболочками стержней СУЗ, при этом вода разлагается на водород и кислород - гремучий газ. Примерно это произошло на ЧАЭС-4, где водород взорвался прямо в реакторе, выбросив всю его радиоактивную начинку в воздух. После аварии на ЧАЭС как данные реакторы, так и другие системы АЭС на таких реакторах очень серьёзно модернизировали, однако принцип остался (иначе и быть не может). Безопасность реактора РБМК можно гарантрировать только при строгом соблюдении условий их эксплуатации и эксплуатации остального оборудования АЭС.
ВВЭР. В этом реакторе вода является и теплоносителем, и замедлителем нейтронов. Она находится в замкнутом контуре под давлением 160 атмосфер с температурой до 350 градусов, при таких условиях она остаётся водой, а не паром - не кипит, создавая в активной зоне условие замедления нейтронов для протекания ядерной реакции. Корпус реактора - "бочка с крышкой" диаметром порядка 4,5 метра, высотой около 12 метров, материал - "броня" толщиной около 20-30 сантиметров с внутренней наплавкой (естественно, повредить такое даже взрывом весьма непросто). Поглотителем нейтронов, помимо стержней, является (грубо) борная кислота, содержанием которой в теплоносителе частично регулируется мощность реакции. При недостатке теплоносителя температура в активной зоне повышается, вода вскипает, переставая быть замедлителем, вследствие чего мощность ядерной реакции резко падает вплоть до остановки - реактор глохнет. То же и при потере теплоносителя - поскольку нет замедлителя, реакция сама прекращается и реактор глохнет.
BWR. В отличие от РБМК и в сходстве с ВВЭР имеет в качестве теплоносителя и замедлителя воду, но при этом вода при его нормальной работе кипит уже в активной зоне, как у РБМК, а замедляющих свойств этой пароводяной смеси достаточно для протекания реакции. И даже вообще без воды слабая реакция протекать будет - это было на АЭС "Три-Майл-Айленд", и скорее всего, это сейчас происходит на АЭС "Фукусима-1".
Artcabrio (17 Март 2011 - 14:25) писал:
В случае нештатной ситуации самое главное не допустить выброса в атмосферу частиц из активной зоны реактора?
В принципе - да. Но, опять-таки, в случае такого выброса, всё сильно зависит от типа реактора. И тут РБМК - потенциально наиболее опасный, так как вещество его активной зоны (графит) легко превращается в пыль, которая, оставаясь твёрдым веществом, обладает очень сильной радиоактивностью, и легко переносится на большие расстояния (опять тот же Чернобыль). В то время как у ВВЭР и BWR выброс может представлять собой утечку радиоактивной воды из первого контура, либо в случае повреждения корпуса реактора - вытекание расплавленного топлива вперемешку с материалом различных внутренних металлических частей реактора. Но радиоактивный расплав - это хоть и сильное, но локальное загрязнение, оно не выйдет за территорию АЭС, а дезактивация территорий, загрязнённых радиоактивной водой вообще особых трудностей не представляет. Кроме того, все современные, а тем более - строящиеся и проектируемые АЭС с реакторами как ВВЭР, так и BWR, имеют контейнменты - это большая герметичная металлическая бочка, испытанная внутренним избыточным давлением и окружённая толстым бетонным панцирем. Внутри контейнмента располагается реактор и всё оборудование, работающее непосредственно с радиоактивными материалами. Первый контур охлаждения нигде не выходит за пределы контейнмента. Это "необслуживаемое помещение" или "герметичная оболочка" АЭС, и при работе энергоблока внутрь люди не заходят. Контейнмент рассчитан так, чтобы при утечке радиоактивного теплоносителя первого контура и при выбросе расплава активной зоны реактора не допустить выхода радиоактивных материалов за его пределы на территорию АЭС.
ЗЫ: чтобы вывести вшей вовсе не обязательно снимать скальп. Можно даже обойтись без стрижки наголо
Вход
Регистрация
Помощь
Цитата
