Tengerészeti atomreaktorok

[Törölt tag 1945]

Ezt az incidenst addig halogattam, hogy kimaradt...

1985 augusztusában egy súlyos (később részletesen tárgyalt) Csazsma öbölben (Vlagyivosztok mellett) történt hajógyári baleset következtében a közelben kikötött K-42 pr627A (November) egységet akkora sugárzás érte, hogy javíthatatlanná vált.
Az erősen sugárfertőzött hajótestet a Pavlovszki öbölbe vontatták.

1985 augusztusában a K-431 pr675 (Echo-II) szenvedett hajógyári balesetet a Csazsma öbölben, Vlagyivosztok mellett.
Üzemanyag csere közben a szuperkritikussá rudak hatalmas gőzrobbanást okoztak.
Az üzemanyag töltő épület megsemmisült (benne az új üzemanyag rudakkal), tetejének darabjait 80m-re találták meg.
A robbanásban 10-en vesztették életüket, 290 munkás szenvedett 5rem fölötti sugárzást, közülük 10-en mutatták a sugárbetegség jeleit.

 

[molnibalage]

Ezt az incidenst addig halogattam, hogy kimaradt...

1985 augusztusában egy súlyos (később részletesen tárgyalt) Csazsma öbölben (Vlagyivosztok mellett) történt hajógyári baleset következtében a közelben kikötött K-42 pr627A (November) egységet akkora sugárzás érte, hogy javíthatatlanná vált.
Az erősen sugárfertőzött hajótestet a Pavlovszki öbölbe vontatták.

1985 augusztusában a K-431 pr675 (Echo-II) szenvedett hajógyári balesetet a Csazsma öbölben, Vlagyivosztok mellett.
Üzemanyag csere közben a szuperkritikussá rudak hatalmas gőzrobbanást okoztak.
Az üzemanyag töltő épület megsemmisült (benne az új üzemanyag rudakkal), tetejének darabjait 80m-re találták meg.
A robbanásban 10-en vesztették életüket, 290 munkás szenvedett 5rem fölötti sugárzást, közülük 10-en mutatták a sugárbetegség jeleit.

Az összes hasonló léptékű USA balesetről is lesz lista?
Egészen elképesztő az, hogy amennyire stabilan működik a civil atomiparuk, ahhoz képest kb. a listád alapján az egész szovjet nuki tengóflotta üzemeltetése egy katasztrófasorozat. Értem én, hogy katonai téren a teljesítménynek lehet ára, de azért ez elképesztő...

 

[misinator]

Az összes hasonló léptékű USA balesetről is lesz lista?
Egészen elképesztő az, hogy amennyire stabilan működik a civil atomiparuk, ahhoz képest kb. a listád alapján az egész szovjet nuki tengóflotta üzemeltetése egy katasztrófasorozat. Értem én, hogy katonai téren a teljesítménynek lehet ára, de azért ez elképesztő...

Abszolút osztom a véleményed.

Szerintem egyszerűen más volt az értékrend.
Ehhez képest a civil atomiparuk maga volt a "legfőbb érték az ember" rendszerfilozófia...
Ez a fatalista szemlélet még a Kurszk eseténél is így működött, pedig akkor már tényleg nehezen lehetett eltussolni, bagatellizálni.
De azért megpróbálták...
Konok egy banda lehet ott az a hierarchia.

 

[Törölt tag 1945]

Az összes hasonló léptékű USA balesetről is lesz lista?
Egészen elképesztő az, hogy amennyire stabilan működik a civil atomiparuk, ahhoz képest kb. a listád alapján az egész szovjet nuki tengóflotta üzemeltetése egy katasztrófasorozat. Értem én, hogy katonai téren a teljesítménynek lehet ára, de azért ez elképesztő...

Az amcsi meghajtás okán bekövetkezett baleseteket már ismertettem, azok még jórészt a SUBSAFE program előtt történtek.
Utána már emberáldozatot okozó balesetről nem tudok.
Persze nem írtam arról amikor teljes sebességgel nekirongyoltak egy vízalatti hegynek, mert ezeket a szovjet oldalon sem említettem. (ott több is volt)
Volt még ezen kívül számtalan ütközés amcsi-szovjet hajók között (saccra vagy egy tucat eset), de ezek sem a meghajtás problémáját érintették.

Mivel előre dolgozom, és már a Briteknél tartok, így elmondhatom hogy náluk teljesen másként kezelték a meghajtást meg a reaktort, volt is belőle problémájuk...
... pl volt hogy az automatika le akarta állítani a reaktort, de a kapitány simán felülbírálta azt. (battleshort)
Ez az amcsiknál szerintem elképzelhetetlen lett volna, a szovjeteknél meg baleset esetén vagy működött az automatika, vagy nem és be kellett küldeni valakit...

 

[Törölt tag 1945]

General Electric S7G Modifications and Additions Reactor Facility (MARF)

Az S7G kísérleti nyomottvizes reaktortípus, a reaktormag hőteljesítményét szabályzó, mechanikusan mozgatott neutron elnyelő hafnium rudak kiváltására épült.

hafnium a titán csoport tagja

Amikor a hafnium rudakat leeresztik a reaktor magba, az általuk elnyelt neutronok már nem okoznak újabb hasadást, így a reaktormag hőteljesítménye csökken.
A hafnium rudak kihúzásával, csökken az elnyelt neutronok száma, nő a reaktormagban maradtaké, így nő a hasadási reakciók száma is.
A hafnium előnyei más neutronelnyelő anyagokkal szemben, hogy egyrészt korrózióálló, másrészt a neutronok befogásával újabb hafniumizotópok keletkeznek, amik szintén jó neutronelnyelők.

A szabályozó rudak mechanikus mozgatása egy lehetséges hibaforrás, ami a rudak esetleges megszorulása esetén akár komoly balesetet forrása is lehet.

gadolinium ritkaföldfém


Szabályozó rudak helyett az S7G reaktormagja vízzel töltött gadolinium csöveket alkalmazott.

A gadolínium nagyobb neutron befogási keresztmetszettel rendelkezik a termikus neutronok, mint a nagy energiájú neutronokkal szemben.
Egy neutron a vízzel töltött gadolinium csőben nagyobb eséllyel lassul le, és kerül befogásra a cső túlsó falán, miközben egy üres gadolínium csövön nagyobb eséllyel halad át, és jut vissza a reaktor magba újabb hasadást okozva.

A reaktor teljesítményét szabályozó rendszer, a gadolinium csövekben lévő vízszint állításával működik, negatív vezérlési módban.
A reaktormag fölötti tartályból folyamatosan folyik adott mennyiségű víz a gadolinium csövekbe, amit szivattyú segítségével távolítanak el, pumpálnak vissza a tartályba.

A vízszivattyú maximális teljesítményén a rudakban kevés a víz, a neutronok nagyobb eséllyel visszajutnak az üres gadolinium csöveken a reaktor magba, újabb hasadási reakciót előidézve és így növelve a reaktor teljesítményét.
Kis szivattyú teljesítményen a rudakban nő a vízszint, a neutronok nagyobb eséllyel nyelődnek el a vízzel teli gadolinium csöveken a reaktor magban csökken a neutronok száma, és az általuk előidézett hasadási reakciók száma is, így csökken a reaktor teljesítménye.
Baleset, vagy áramszünet esetén, ha a szivattyú leáll, a gadolinium csövek megtelnek vízzel, ami a reaktor leállását is jelenti egyben.

A héten tárgyalt mindkét GE reaktor prototípust a Horton Sphere mellé, a Kesselring Site-ra építették, New York államban

Kísérleti üzemeltetés 1976-ban indult el, és a 80-as évek végéig folyt.

A mechanikai működtetésű szabályozó rudakkal működő reaktorokhoz képest ugyan a MARF kiküszöbölt egy hibalehetőséget, viszont extra folyamatosan működő szivattyút jelentett, annak zajával egyetemben.

Az S7G MARF prototípus maradt, nem került vízi egységbe beépítésre.

 

[gacsat]

General Electric S7G Modifications and Additions Reactor Facility (MARF)

Az S7G kísérleti nyomottvizes reaktortípus, a reaktormag hőteljesítményét szabályzó, mechanikusan mozgatott neutron elnyelő hafnium rudak kiváltására épült.

hafnium a titán csoport tagja

Amikor a hafnium rudakat leeresztik a reaktor magba, az általuk elnyelt neutronok már nem okoznak újabb hasadást, így a reaktormag hőteljesítménye csökken.
A hafnium rudak kihúzásával, csökken az elnyelt neutronok száma, nő a reaktormagban maradtaké, így nő a hasadási reakciók száma is.
A hafnium előnyei más neutronelnyelő anyagokkal szemben, hogy egyrészt korrózióálló, másrészt a neutronok befogásával újabb hafniumizotópok keletkeznek, amik szintén jó neutronelnyelők.

A szabályozó rudak mechanikus mozgatása egy lehetséges hibaforrás, ami a rudak esetleges megszorulása esetén akár komoly balesetet forrása is lehet.

gadolinium ritkaföldfém


Szabályozó rudak helyett az S7G reaktormagja vízzel töltött gadolinium csöveket alkalmazott.

A gadolínium nagyobb neutron befogási keresztmetszettel rendelkezik a termikus neutronok, mint a nagy energiájú neutronokkal szemben.
Egy neutron a vízzel töltött gadolinium csőben nagyobb eséllyel lassul le, és kerül befogásra a cső túlsó falán, miközben egy üres gadolínium csövön nagyobb eséllyel halad át, és jut vissza a reaktor magba újabb hasadást okozva.

A reaktor teljesítményét szabályozó rendszer, a gadolinium csövekben lévő vízszint állításával működik, negatív vezérlési módban.
A reaktormag fölötti tartályból folyamatosan folyik adott mennyiségű víz a gadolinium csövekbe, amit szivattyú segítségével távolítanak el, pumpálnak vissza a tartályba.

A vízszivattyú maximális teljesítményén a rudakban kevés a víz, a neutronok nagyobb eséllyel visszajutnak az üres gadolinium csöveken a reaktor magba, újabb hasadási reakciót előidézve és így növelve a reaktor teljesítményét.
Kis szivattyú teljesítményen a rudakban nő a vízszint, a neutronok nagyobb eséllyel nyelődnek el a vízzel teli gadolinium csöveken a reaktor magban csökken a neutronok száma, és az általuk előidézett hasadási reakciók száma is, így csökken a reaktor teljesítménye.
Baleset, vagy áramszünet esetén, ha a szivattyú leáll, a gadolinium csövek megtelnek vízzel, ami a reaktor leállását is jelenti egyben.

A héten tárgyalt mindkét GE reaktor prototípust a Horton Sphere mellé, a Kesselring Site-ra építették, New York államban

Kísérleti üzemeltetés 1976-ban indult el, és a 80-as évek végéig folyt.

A mechanikai működtetésű szabályozó rudakkal működő reaktorokhoz képest ugyan a MARF kiküszöbölt egy hibalehetőséget, viszont extra folyamatosan működő szivattyút jelentett, annak zajával egyetemben.

Az S7G MARF prototípus maradt, nem került vízi egységbe beépítésre.

Már csak az a kérdés, hogy hogy tartották a vizet folyékony állapotban a reaktormagban? A víz kritikus hőmérséklete 374 °C.

 

[molnibalage]

Már csak az a kérdés, hogy hogy tartották a vizet folyékony állapotban a reaktormagban? A víz kritikus hőmérséklete 374 °C.

Tekintve, hogy Hpasp sem nyomás sem hőmérséklet adatot nem adott meg nem értem, hogy hol a kérdés. Minden atomreaktor, amit láttam PWR-nél messze a kritikus alatt van a primerkör paramétere. Tehát semmi fekete mágia nincs. A hőmérséklet ez alatt van és van hozzá való nyomás, amit a víz fázisdiagram megmutat. Nem nagy truváj.

 

[gafzhu]

Tekintve, hogy Hpasp sem nyomás sem hőmérséklet adatot nem adott meg nem értem, hogy hol a kérdés. Minden atomreaktor, amit láttam PWR-nél messze a kritikus alatt van a primerkör paramétere. Tehát semmi fekete mágia nincs. A hőmérséklet ez alatt van és van hozzá való nyomás, amit a víz fázisdiagram megmutat. Nem nagy truváj.

Ha jól veszem ki, akkor ennek az elrendezésnek elég pozitív az üregtényezője, ha elforr a rúdban a víz megszalad a reaktor. Nem csak a plussz zaj a gond.

 

[molnibalage]

Ha jól veszem ki, akkor ennek az elrendezésnek elég pozitív az üregtényezője, ha elforr a rúdban a víz megszalad a reaktor. Nem csak a plussz zaj a gond.

Bevallom nekem ez kicsit homályos, mert tényleg annak tűnik, csakhogy...

• A kulcs abban van, hogy energiát kell befektetni, hogy alacsony maradjon a vízszint. Ha megfutna picit is a reaktor, akkor áram főkapcsoló lecsap és a csövekben víz zúdul.
  
• A kérdés az, hogy mennyi víz van a tartályon kívül, ami a reaktor hőmérséklete alatt van? Ha sok víz van reaktoron kívül, akkor beengedve annak egy része tényleg ellforrhat, de az egyben hűti is a csövet. És itt a kulcs. Mert a cső falában is van valamekkora hőmérséklet gradiens, még, ha csak pár fok is. Ez már vissza is hűti sanszosan a rendszert, hogy a moderátor ne forrjon el. A kisebb reaktor hőtehetetlensége is kisebb.
• Ráadásul a tárolt moderátor közeget folyamatosan hűteni is lehet, tehát eleve alacsony hőmérsékletű közeg zavarható be.

Nekem az igen rövid leírásból ez áll össze. A RBMK reaktor esetén maga a munkaközeg elforrása volt a gázos történet.

A LFTR esetén is ilyen biztonsági rendszer van. Ameddig van áram az erőműben, addig egy fagyasztott anyaggal dugót képeznek a vészleeresztő és a hasadóanyagot tároló tartály közé. Ezt a dugót hűteni kell. Ha nem hűtöd, akkor a reaktorból a sóóolvadék automatikusan elfolyik.

A fenti példában fordítva van. Az elmegy az áram, akkor bezúdul a hideg (?) moderátor közeg.
Bár bevallom nekem sem tűnik annyira szerencsésnek ez, de ennyiből többet kihámozni nem lehet, hiszen nem látom sem a folyamatábrát sem a technológiai paramétereket és biztonsági limiteket, hogy a biztonsági rendszer hol csapja le és mikor. Viszont mechanikus akadás nincs a rendszerbe, sanszosan a gravitáció mozgatja a folyadékos is vissza vagy akár gázpárna.

 

[gafzhu]

Bevallom nekem ez kicsit homályos, mert tényleg annak tűnik, csakhogy...

• A kulcs abban van, hogy energiát kell befektetni, hogy alacsony maradjon a vízszint. Ha megfutna picit is a reaktor, akkor áram főkapcsoló lecsap és a csövekben víz zúdul.
  
• A kérdés az, hogy mennyi víz van a tartályon kívül, ami a reaktor hőmérséklete alatt van? Ha sok víz van reaktoron kívül, akkor beengedve annak egy része tényleg ellforrhat, de az egyben hűti is a csövet. És itt a kulcs. Mert a cső falában is van valamekkora hőmérséklet gradiens, még, ha csak pár fok is. Ez már vissza is hűti sanszosan a rendszert, hogy a moderátor ne forrjon el. A kisebb reaktor hőtehetetlensége is kisebb.
• Ráadásul a tárolt moderátor közeget folyamatosan hűteni is lehet, tehát eleve alacsony hőmérsékletű közeg zavarható be.

Nekem az igen rövid leírásból ez áll össze. A RBMK reaktor esetén maga a munkaközeg elforrása volt a gázos történet.

A LFTR esetén is ilyen biztonsági rendszer van. Ameddig van áram az erőműben, addig egy fagyasztott anyaggal dugót képeznek a vészleeresztő és a hasadóanyagot tároló tartály közé. Ezt a dugót hűteni kell. Ha nem hűtöd, akkor a reaktorból a sóóolvadék automatikusan elfolyik.

A fenti példában fordítva van. Az elmegy az áram, akkor bezúdul a hideg (?) moderátor közeg.
Bár bevallom nekem sem tűnik annyira szerencsésnek ez, de ennyiből többet kihámozni nem lehet, hiszen nem látom sem a folyamatábrát sem a technológiai paramétereket és biztonsági limiteket, hogy a biztonsági rendszer hol csapja le és mikor. Viszont mechanikus akadás nincs a rendszerbe, sanszosan a gravitáció mozgatja a folyadékos is vissza vagy akár gázpárna.

Valamiért azt érzem (nesze neked mérnöki szemlélet), ha nagy a baj és a hűtőközeg elforrt, akkor a rúdban is forr a víz, mivel abban jóval kevesebb van és nagyon meleg, nagy "fűtőkapacitású" közegeben nem is lehet folyékonyan tartani és akkor olyan a helyzet, mintha a rudak elakadtak volna.
Oké, sok tényezős a dolog, de valahogy ez nem tűnik jó tulajdonságnak.

 

[dudi]

Bevallom nekem ez kicsit homályos, mert tényleg annak tűnik, csakhogy...

• A kulcs abban van, hogy energiát kell befektetni, hogy alacsony maradjon a vízszint. Ha megfutna picit is a reaktor, akkor áram főkapcsoló lecsap és a csövekben víz zúdul.
  
• A kérdés az, hogy mennyi víz van a tartályon kívül, ami a reaktor hőmérséklete alatt van? Ha sok víz van reaktoron kívül, akkor beengedve annak egy része tényleg ellforrhat, de az egyben hűti is a csövet. És itt a kulcs. Mert a cső falában is van valamekkora hőmérséklet gradiens, még, ha csak pár fok is. Ez már vissza is hűti sanszosan a rendszert, hogy a moderátor ne forrjon el. A kisebb reaktor hőtehetetlensége is kisebb.
• Ráadásul a tárolt moderátor közeget folyamatosan hűteni is lehet, tehát eleve alacsony hőmérsékletű közeg zavarható be.

Nekem az igen rövid leírásból ez áll össze. A RBMK reaktor esetén maga a munkaközeg elforrása volt a gázos történet.

A LFTR esetén is ilyen biztonsági rendszer van. Ameddig van áram az erőműben, addig egy fagyasztott anyaggal dugót képeznek a vészleeresztő és a hasadóanyagot tároló tartály közé. Ezt a dugót hűteni kell. Ha nem hűtöd, akkor a reaktorból a sóóolvadék automatikusan elfolyik.

A fenti példában fordítva van. Az elmegy az áram, akkor bezúdul a hideg (?) moderátor közeg.
Bár bevallom nekem sem tűnik annyira szerencsésnek ez, de ennyiből többet kihámozni nem lehet, hiszen nem látom sem a folyamatábrát sem a technológiai paramétereket és biztonsági limiteket, hogy a biztonsági rendszer hol csapja le és mikor. Viszont mechanikus akadás nincs a rendszerbe, sanszosan a gravitáció mozgatja a folyadékos is vissza vagy akár gázpárna.

Valamiért azt érzem (nesze neked mérnöki szemlélet), ha nagy a baj és a hűtőközeg elforrt, akkor a rúdban is forr a víz, mivel abban jóval kevesebb van és nagyon meleg, nagy "fűtőkapacitású" közegeben nem is lehet folyékonyan tartani és akkor olyan a helyzet, mintha a rudak elakadtak volna.

Az természetes,hogy a tengervizet nem szerencsé használni mert kiválik a só és kukára vágja az egészet.De az nem elképzelhető,hogy vészhelyzet esetén akár tengervizet is pumpálhatnak a rendszerbe hűtővízként?Oké ez marha környezetszennyező de még mindig jobb mintha felrobbanna az egész.

 

[gafzhu]

Az természetes,hogy a tengervizet nem szerencsé használni mert kiválik a só és kukára vágja az egészet.De az nem elképzelhető,hogy vészhelyzet esetén akár tengervizet is pumpálhatnak a rendszerbe hűtővízként?Oké ez marha környezetszennyező de még mindig jobb mintha felrobbanna az egész.

Ha tengervizet pumpálnak a zónába, akkor az már szétment/megolvadt de mindenképpen tömítetlen. Akkorra a rudaknak már a helyükön vannak vagy elakadtak.

 

[dudi]

Ha tengervizet pumpálnak a zónába, akkor az már szétment/megolvadt de mindenképpen tömítetlen. Akkorra a rudaknak már a helyükön vannak vagy elakadtak.

A rudakból elpárolgott víz helyére még mielőtt leolvadna.

 

[gafzhu]

A rudakból elpárolgott víz helyére még mielőtt leolvadna.

A rudakon átáramló vízzel szerintem nem lehet a reaktort lehűteni, akkor meg a rudakban is elforr a betáplált víz. Vagy olyan vastag/sok cső lenne, ami vészhelyzeti hűtésre is jó?

 

[gafzhu]

Röviden: nincs elég adatunk/tudásunk megállapítani, miért is maradt meg kísérleti szinten a módszer. Csak ötleteltem.

 

[dudi]

A rudakon átáramló vízzel szerintem nem lehet a reaktort lehűteni, akkor meg a rudakban is elforr a betáplált víz. Vagy olyan vastag/sok cső lenne, ami vészhelyzeti hűtésre is jó?

Abból amit leírtak nekem az jött le,hogy ha a csöveket megtöltöd vízzel akkor leáll a reaktivitás.Szóval lehet elméletileg olyan opció,hogyha a csövekben lévő víz elforr vagy elszökik akkor az lehet tengervízzel pótolni a nagyobb katasztrófa elkerülésére.

 

[ozymandias]

Valamiért azt érzem (nesze neked mérnöki szemlélet), ha nagy a baj és a hűtőközeg elforrt, akkor a rúdban is forr a víz, mivel abban jóval kevesebb van és nagyon meleg, nagy "fűtőkapacitású" közegeben nem is lehet folyékonyan tartani és akkor olyan a helyzet, mintha a rudak elakadtak volna.
Oké, sok tényezős a dolog, de valahogy ez nem tűnik jó tulajdonságnak.

Ez egy kicsit összetettebb dolog...

Egy könnyűvizes reaktorokban a neutronok lassítását végző moderátor és a hűtőközeg is ugyanaz a könnyűvíz. Ha a folyamat megszalad, akor hasadások számának növekedésével egyre több hő keletkezik - az üzemanyagrúd melegszik, hőt meg átadja a hűtőközegnek, így az is felmelegszik. A hőmérséklet emelkedésével a víz forrni kezd, azaz gőzbuborékok jelennek meg benne, amelynek hatására csökken víz fajlagos sűrűsége, nő a szabad elektronhossz, emiatt a neutron-befogási keresztmetszet is csökken, így végső soron a hasadások száma is kisebb lesz. Ez a reaktortípus így valamilyen szinten önszabályozó. Ha ész nélkül el kezdjük hideg vízzel bombázni, akkor egyrészt a szerkezeti anyagok kapnak egy kiadós hősokkot. A falvastagság menti hőmérséklet-gradiens rendkívül fontos, kevés kivételtől eltekintve az 50 fokos hőmérséklet-különbség már az életveszély kategória - hőcserélő esetében is. Arról nem is beszélve, hogy itt eltérő szerkezeti anyagok vannak - nikkel-ötvözet + rozsdamentes ausztenites acél + hidrogén-nyomásálló acél. A hőtágulási együtthatók jelentősen eltérnek, ami olyan másodlagos feszültségeket okoz a szerkezetben, hogy akár a szivárgás is lehetséges. A hideg víz szerintem emiatt nem jelent hideg vizet, hanem egy többlépcsős hőcserélővel vonnak el annyi hőmérsékletet, ami még a gőzbomlást nem zavarja és adnak hozzá annyi vizet, hogy azért a szerkezet még egyben maradjon.

Hogy az élet ne legyen ilyen egyszerű, a vízben nem csak gőz van ám, hanem hidrogén és oxigén. Az oxigénnel nincs gáz, ellenben a hidrogén normál hőmérsékleten még rendelkezik neutron-befogási keresztmetszettel. A forralás miatt - ahogy fent írtam, a sűrűség csökken, a hidrogén is gyorsabban és nagyobb pályán mozog, emiatt a befogás esélye csökken. Ez azt hozza magával, hogy nő a szabad neutronok száma. Ez a folyamat könnyűvizes reaktorokban elhanyagolható a moderátorsűrűségre gyakorolt hatásához képest, a két folyamat eredője így vastagon egy negatív visszacsatolás. Nagyjából ez áll a hátterében annak a ténynek, hogy egy könnyűvizes reaktor üregtényezője negatív. Az üreget meg úgy kell elképzelni, hogy kiragadunk egy kis részt a reaktorból és a gőzbuborék környezetében vizsgáljuk a neutron-transzportot. A rendszer plusz víz visszavezetéssel simán működik, HA A VÍZELLÁTÁS FOLYAMATOS

Az egyedüli gond az, hogy az üzemanyagrúd Zr-bevonatú, az meg reakcióba lép a vízzel. amiből ZrO2 meg H2 lesz... De még ezzel sem lenne gond, mert ezt egy nitrogén-rendszerrel át lehet mosni és hidrogén vissza lehet vezetni egy hidrogént az aktív zónától. És itt van az a pont, hogy miért nem lehet hideg vízzel nekimenni a reaktornak: A hősokk miatt tuti, hogy lesz egy hajszálrepedés és így a hidrogén már nem kontrollt formában megy el az aktív zónától, hanem a hidrogén szívárog mindenfelé és az robbani fog...


Mellékesen, de akkor már vegyük elő a jó öreg RBMK-kat is...

Itt a fő gond az, hogy a moderátor és a hűtőközeg nem ugyanaz az anyag: a moderátor jó nagy grafittömbök formájában a hűtőközeget és üzemanyagot tartalmazó csatornák között helyezkedik el. Ha megszalad a leves, akkor hiába forr el a hűtőközeg egy része, a moderátor anyag sűrűsége ugyanannyi marad (a grafitnak minimális a hőtágulási együtthatója...) ráadásul a grafit súlya miatt a felmelegedése sokkal lassabb. A további gixer, hogy a víz elforrásával itt is kiesnek a neutronokat elnyelő hidrogénmolekulák egy része, és a fent leírtakhoz hasonló kompenzáció (a moderátorsűrűség csökkenéséből eredő neutronszám-csökkenés) sem következik be, mert grafit grafit sűrűsége a folyamat során alig változik (látott már valaki bugyborékosan forró grafitot?) Az RBMK-nál ezért BIZONY ESETBEN (nem mindig) a láncreakció megszaladása a neutronok számának további emelkedését eredményezi, hogy van egy fasza pozitív visszacsatolás (ezért a pozitív jelző), a többit meg már mindenki ismer....

 

[gafzhu]

Ez egy kicsit összetettebb dolog...

Oké, ez tiszta. Itt magának a gadolínium szabályozórúdnak a neutronelnyelő képessége csökken, ha a rúdban elforr a víz, ha minden igaz. Az meg elvileg fokozza/fokozhatja a láncreakciót.

 

[ozymandias]

Oké, ez tiszta. Itt magának a gadolínium szabályozórúdnak a neutronelnyelő képessége csökken, ha a rúdban elforr a víz, ha minden igaz. Az meg elvileg fokozza/fokozhatja a láncreakciót.

Nem csak a víz, hanem a gadolínium sűrűsége is változik, nem annyira mint a vízé, de jobban, mint a grafité

 

[gafzhu]

Nem csak a víz, hanem a gadolínium sűrűsége is változik, nem annyira mint a vízé, de jobban, mint a grafité

Ez módosítja a neutron elnyelő képességét? Növeli?