Tengerészeti atomreaktorok

[Törölt tag]

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.

To view this content we will need your consent to set third party cookies.
For more detailed information, see our cookies page.

3. féltől származó sütik elfogadása

 

[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.

To view this content we will need your consent to set third party cookies.
For more detailed information, see our cookies page.

3. féltől származó sütik elfogadása

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]

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]

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?