Комментарии 89
«дороговизна строительства и обслуживания» — это вопросы безопасности. И главный вопрос как и когда утилизировать это реактор?
Ну если с реактором все в порядке (не аварийное завершение работы) то какзалось бы: как с завода тушкой привезли так обратно на завод и отвезти можно. Только выдержать придется, а то биозащита для обратной транспортировки нужна будет большая и тяжелая.

Думаю в этом и соль модульного решения — все работы с потрохами в одном месте а работают модулим там где нужна энергия.

Вот аварийный (запроектная авария имеется в виду) модуль — это ИМХО серьезная проблема…
Реактор длиной 23 метра тащить обратно в биозащите будет сложно. Наверное до демонтажа и транспортировки должен несколько лет постоять выключенным.
В ТЭС-3 реактор поменьше и по ширине габариты в размерах танка.
В активной зоне реактора, имеющей форму цилиндра высотой 600 и диаметром 660 мм, размещены 74 тепловыделяющие сборки с высокообогащенным ураном.

реакторный самоход снабжен транспортируемой биологической защитой, позволяющей производить монтажные и демонтажные работы уже через несколько часов после остановки реактора, а также перевозить реактор с частично или полностью выгоревшей активной зоной

image
Ну если с реактором все в порядке (не аварийное завершение работы) то какзалось бы: как с завода тушкой привезли так обратно на завод и отвезти можно. Только выдержать придется, а то биозащита для обратной транспортировки нужна будет большая и тяжелая.

Думаю в этом и соль модульного решения — все работы с потрохами в одном месте а работают модулим там где нужна энергия.
Всё бы хорошо, но в реальности не так. Это не «капсульный» реактор, который заправляется на заводе один раз на весь срок службы:
Fuel: Standard LWR fuel in 17 x 17 configuration, each assembly 2 meters (~ 6 ft.) in length; up to 24-month refueling cycle with fuel enriched at less than 5 percent


То есть не реже, чем раз в два года реактор надо останавливать, вскрывать, и заменять топливные сборки, а отработанные несколько лет держать в бассейне выдержки, а потом отправлять на завод для переработки…
Это будет полноценная АЭС, только реакторы меньшей мощности, зато их 12 штук.

Вот это и сводит на нет всю их капсульность.

Какие к черту капсулы если из раз в два года надо раскупоривать. Это ни чем не отличается от обычного ВВР реактора. Который равную мощность обеспечит одним или парой реакторов вместо этих 12-и.

Вон вояки делают реакторы со сроком службы реактора с одной заправки = сроку эксплуатации АПЛ. Они понятно деньги считают чисто теоретически в своих решениях. Но вот в таком режиме был бы смысл в капсуле (у вояк то капсула дорогая выходит — целая АПЛ).
Вон вояки делают реакторы со сроком службы реактора с одной заправки = сроку эксплуатации АПЛ.
Почему же? Вырезали и заменяли реакторный отсек целиком. И на атомных ледоколах тоже.
Вырезали отсек с реактором на замену (на сколько я знаю) только один раз — у самого первого ядерного судна — ледокола Ленин.

Во всех остальных судах и субмаринах если реактор накрывался (хорошо если без взрыва или разрушения) то списывали судно. Когда один раз рвануло так там не только подлодку на которой реактор взорвали, но и соседнюю списали ибо «светилась по ночам» не хуже аварийной.

В АПЛ отсеки с реакторами вырезают обычно при их утилизации. Хотя допускаю что пробовали так и ремонтировать, но ИМХО так делать — слишком дорого, неоправданно.

Но раньше в судовых реакторах меняли топливо регулярно (собственно во время замены и рвануло один раз), теперь же говорят о том, что можно один раз загрузить и лет… много (не помню точно) ходить на этом реакторе без замены топлива в нем. И сроки там соизмеримые со сроком эксплуатации самой АПЛ.
ИМХО, на ядерных ледоколах топливо периодически заменяют. На старых АПЛ тоже, для этого в на базе было специальное судно-мастерская.

image

Существует проект «Гиперион», там реактор не просто капсульный, но и не требующий постоянного персонала. Он ещё и значительно меньше этого, но в нём, как я понимаю, насосы первого контура и теплообменники первого контура монтируются рядом с реактором, в бетонированной реакторной шахте, но вне корпуса реактора. Длительность компании Гипериона обозначена «не менее пятнадцать лет», и в это время никаких дозаправок и вскрытия реактора не предусмотрено. После вывода из эксплуатации реакторная шахта засыпается грунтом, пока радиоактивность реактора не уменьшится, а рядом в новой шахте запускают новый реактор. Насосы и теплообменники второго контура, и турбогенератор находятся снаружи, на поверхности земли.
А грунтом то зачем? И на сколько этот грунт потом будет безопасен когда реактор все-таки начнут демонтировать?
Главная мысль состоит в том, что такая АЭС работает без дежурного персонала, максимум охранник, и люди, посещающие её для регламентных работ. К сожалению, ни один из таких реакторов не был введён в эксплуатацию, хотя несколько заказов на нёё успели сделать. Но случилась Фукусима, и проект был заморожен.

Я предполагаю, что грунтовая пробка выше выведенного из эксплуатации реактора просто чтобы затруднить доступ к нему. на время выдержки после работы.

Вот ведь незадача, у нас были довольно передовые и безопасные АСТ-500, которые похоронил Чернобыль, а еще кучу перспективных безопасных разработок закрыла Фокусима. Прямо таки навивает мысли о каком-то внеземном заговоре тормозящем прогресс. Но на самом деле самый большой тормоз прогресса это толпа (т.е. сами те люди, которые могли бы иметь бенефиты от этого прогресса).
> В случае нештатной ситуации реактор сам заглушит ядерную реакцию при помощи управляющих стержней.
Главное, чтобы без MachineLearning и вот этого вот всего

Даже если устройство чисто механическое, его может заклинить. Так что абсолютной надежности в любом случае не будет

Что-то мне говорит что если реактор заклинит, то MachineLearning не поможет. Так что никаких MachineLearning-ов
Ну из (как бы) абсолютно надёжных разве что часть нейтронов подавать из ускорителя. Всё остальное может по тем или иным причинам не сработать. Иначе не было бы столько аварий.
Если разобраться, то серьёзных аварий по чисто техническим причинам не так уж много, в основном причины крупных аварий — что Чернобыль, что Фукусима — это человеческий фактор. Не будет человека в цепочке обслуживания и эксплуатации — не будет так много аварий.
Если бы не было человеческого фактора, возможно, некоторые аварии были бы значительно более серьёзными. У человеков всё же есть инстинкт самосохранения, и ещё они иногда осознают себя частью человечества и предоставляют шанс хотя бы не себе, но ему. Вряд ли автоматика смогла бы устранить аварию на К-19. Да и в упомянутых Вами случаях, как и в других человеки сначала героически добились аварийной ситуации, потом столь же героически её превозмогали.
Когда авария уже случилась инстинкт самосохранения как раз начинает мешать. Последствия уже произошедшей аварии невозможно устранить, темболее силами оперативного персонала.
Ну одна из причин Чернобыля — это недочет при конструировании — такой себе человеческий фактор, избавляет ли от него отсутствие эксплуатирующего персонала?
Не причин, а возможностей. Врятли этот недочет само по себе стал причиной аварии, скорей на одной из последних стадий развития аварийных событий НЕ СТАЛ предохранителем. Ведь до этого реактор как-то работал, и не один. Этот недостаток разве что накладывал ограничения на условия эксплуатации и немного усложнял эксплуатацию установки и по существующим тогда регламентам авария не произошла бы. Но любители срезать углы… там срезал тут срезал, в итоге — авария.
Там не «срезали углы», там сознательно проводили испытания на запредельных параметрах, надеясь на то, что смогут заглушить реактор по А5. Но в концах аварийных стержней не было бора, и нажатие кнопки А5 и сброс аварийных стержней стал причиной разгона реактора.
Там именно срезали углы. Продолжили работу с малым ОЗР, что прямо запрещалось регламентом. К слову, эксперимент прошел успешно, и в момент когда начали останавливать реактор после эксперимента произошла авария. Именно из-за нарушения регламента создалась ситуация в которой недостаток конструкции привел к аварии, этот недостаток был «закрыт» регламентом, который нарушили. Был ы ОЗР побольше, да реактор бы побурчал, как это всегда происходило, и в конце концов всё бы обошлось. Но йодная яма вынудила достать из зоны почти все стержни-поглотители из-за чего она оказалась почти голой — от цепной реакции сдерживал только накопившийся йод и вода. И вот вода уходит перед вводом стержней, баланс нарушен, реактор в разгон, йод интенсивно выгорает добавляя ускорения… а стержни идут так медленно!
Мне с детства поведение эксплуатантов там напоминало поведение маленьких детей, лезущих в открытую розетку то карандашами, то спицами, то голыми руками. В честь чего такой, хм, эксперимент надо было ставить в центре густонаселенной территории, да еще и на работающем промышленном оборудовании? Построили бы экспериментальный реактор «во глубине сибирских руд», и хоть обвзрывайся. Вот о чем надо было думать коллективу недетского возраста чтобы отколоть такую херню на всю планету?
Так этот эксперимент ставился для уточнения возможности работы на собственные нужды при внезапном обесточивании станции чисто на выбеге турбогенераторов, пока не запустятся дизеля. К ядерной установке этот эксперимент не имеет отношения вообще, отключили только ряд соответствующих аварийных сигналов, которые погасили бы реактор до конца эксперимента. И это кстати не единственный эксперимент был, насколько я знаю. Тоесть не только в Чернобыле. Сам эксперимент прошел успешно, бахнуло потом, когда реактор останавливали. Эксперимент не зря проводили именно в то время — он должен был произойти перед отключением блока на плановый ремонт.
Эксперимент не зря проводили именно в то время


Но не в том месте. Что мешало «во глубине сибирских руд» ставить такие эксперименты?
Так ведь и там ставили… только о неудачах мы просто не слышим — скрыть инцендент гораздо легче.
Ну я же специально указал: «одна из».

Знает такую тему как fish-bone анализ. Там по сути есть потолще и потоньше косточки но все они ведут к «позвоночнику» по которому и происходит тот самый трагический путь к большой Ж.
Даже если устройство чисто механическое, его может заклинить. Так что абсолютной надежности в любом случае не будет
С некоторых пор, об этом думают заранее. Например, под активной зоной в корпусе реактора предусмотривают свободное место, а снаружи вода. Если стержни заклинило, то активная зона расплавится, кориум (расплавленная активная зона) растечётся по днищу реактора тонким плоским блином. Цепная реакция прекратится, кориум останется внутри корпуса реактора и, спустя некоторое время, затвердеет. Да, это будет серьёзная авария, реактор полностью выйдет из строя, но радиация останется в реакторе.
Пора уже в уголовный кодекс статью добавлять: «Умышленное неуместное применение MachineLearning»
Плюс в том что реакция в любом случае остпновится. Был случай на одной строящейся АЭС, нкправильно подключили стержни управления и по команде «вниз» они пошли «вверх». Реактор разогнался и тут же останрвился — у ВВЭР отрицательный коэфициент температурной реактивности, к тому же корпус немного поплавился и вытянулся, нарушив условия цепной реакции. К тому де остаетмя ещё одно средство тушения реакции — впрыск большого количества бора в теплоноситель.

Надо просто вырыть под реактором шахту глубиной в километр, и при всех нештатных ситуациях тупо сбрасывать его туда. Опасность ведь представляет не сам взрыв (точнее, расплавление реактора, хотя и радиоактивное облако тоже опасно), а что потом вся эта масса будет десятилетиями греться и загрязнять почву, воду, воздух. И ничем невозможно ее заглушить. А так получится автоматическое захоронение, хехе. Технически, реактор можно подвесить над шахтой на балках, которые расплавятся при повреждении реактора, и он упадет.

Смысл тогда в реакторе? На глубине 1000м и так большое количество тепла. Можно сделать тепловой насос.

Вы наверное с порядком ошиблись. 1 км это не так и много. Таких шахт масса.
+30..35 максимум без вентиляции воздухом.


И да… там бывает вода..

Ну с 1км вода(зараженная) может подниматься вверх. Да и стоимость шахты в 6м на 1км мягко говоря немаленькая(а ее еще и поддерживать же надо).
Тогда стоит уточнить, что рост тепературы так же зависит от региона. Где-то на Кольском полуострове на глубине 1000м будет около +10 а в Астраханской области +55.
Для тепловых насосов и геотермальных электростанций температуры выше на порядок не нужны.
Так не делают из-за одной причины — поврежденный реактор поьом радиацию распространит через подземные течения на большую территорию и отравит все колодцы в округе. Вариант только шахта глубиной 10-20км, абсолютно надежная но она будет стоить в несколько раз дороже самой АЭС. На эти деньги проще организовать гермооблочку.
Вариант только шахта глубиной 10-20км, абсолютно надежная

Боюсь что не вариант.
В России самые глубокие шахты добывают уголь с глубины немного более 1200 метров.
Шахта Мпоненг
Место нахождения: ЮАР
Глубина шахты: 3800 м
Западная шахта глубокого залегания
Место нахождения: ЮАР
Глубина шахты: 3900 метров
Шахта Витватерсранд
Место нахождения: ЮАР
Глубина шахты: 4500 метров
Шахта Тау-Тона
Место нахождения: ЮАР
Глубина шахты: 5000 метров

Кольская экспериментальная опорная сверхглубокая скважина (СГ-3)
В результате бурения, которое с перерывами велось с 1970 по 1991 год, глубина скважины составила 12 262 метра; диаметр верхней части — 92 см, диаметр нижней части — 21,5 см. После ряда аварий в 1994 году скважина была закрыта.

Боюсь цена электроэнергии с АЭС оборудованной такими шахтами безопасности будет немного «дороговата». если конечно из этих шахт попутно не добывать что-то ценное.
Похоже на проекты «атомных котельных» — во времена СССР одну такую строили по Нижним Новгородом, но забросили
А в чём была причина, нерентабельная или просто кончился боевой задор и деньги?

.
и в воронеже, одновременно.
ВАСТ был в большей готовности, в 91 году остановили стройку под вопли тогдашних демократов, потом через 15 лет начали сначала дербанить инфраструктуру, было почти готово тепловое кольцо на правом берегу воронежского водохранилища, ну а года 2 назад решили разбирать и саму станцию.

И в Архангельске планировали ПОСЛЕДОВАТЕЛЬНО с городской ТЭЦ.

про Архангельск не слышно, ГАСТ и ВАСТ были пилотными проектами.
В ВАСТ 2*500МВт тепловой мощности (до ~300-350МВт электрической) вместо пустого обогрева ванны охлаждения НВАЭС.
т.е. дожигать в 2х 500-ках твэлы, отработавшие на обычной аэс, вырабатывая для собственных нужд и соседнего микрорайона электричество и обогревающей город-миллионник. т.к. уже к 95 году планировали с вводом ВАСТ перевести на капремонт ТЭЦ-1 и ТЭЦ-2.
Помилуй бог дожигать твэлы!
Которые так «фонят» что десять лет хранятся рядом с реактором в бассейне выдержки непосредственно возле реактора из которго извлечены?
Блоки ВАСТ это по сути просто «дефорсированный» реактор ВВЭР-1000 с усиленной безопасностью.
«дефорсированный» реактор ВВЭР-1000 с усиленной безопасностью.


Как то трудно себе представляю такую «дефорсированность» при которой из системы убраны ГЦН первого контура (в АСТ-500 циркуляция теплоносителя первого контура — естественная конвекция) и теплообменники второго контура засунуты в гермо-объем реактора.

ИМХО там от обычного ВВР практически только корпус, да и тот без выводов под толстенные трубопроводы для циркуляции в первом контуре. Там в том и соль была что трубопроводы малого диаметра из этого объема выходят и уже сразу с теплоносителем второго контура.
Так в этом-то и суть. Уменьшена мощность и теплонагруженность активной зоны. Убраны потенциальные точки отказов в виде ГЦН и всё что с ними связано. И давление во втором контуре поддерживать планировали весьма выше давления в первом. Пассивная безопасность, так сказать…
Ну кабы когда де-форсируют ДВС, то в нем просто прошивку контроллера меняют.

А тут как бы совершенно другие принципы и конструкция — вот это и вызывает у меня когнитивный диссонанс со словом «де-форсированный».
Или например степень сжатия уменьшают для использования низко-октанового бензина. С помощью уменьшения высоты поршня или установкой высокой прокладки под головку блока.
В по-настоящему оптимизированном под высокую мощность и максимальный КПД двигателе высоту поршня уменьшать некуда. Остаётся прокладка и головка блока. Правда, это уже не назовёшь «де-форсированием» двигателя.

Но, в общем — да, одной прошивкой контроллера для де-форсирования изначально форсированного двигателя не обойтись. Только если «форсировали» на коленке.

В целом идея неплохая. Меня всегда восхищала атомка и инженерия.
При этом у меня несколько скептический комментарий на эту тему: хочется немного больше информации. Например Обнинская АЭС давала 5 Мвт энергии, а Фукусима от 439 до 1339 Мвт в зависимости от энергоблока (Вика, чмоки). Чисто для сравнения мощностей. Т.е. идея разработки в том, чтобы в малом и относительно удобном размере для перевоза продавать 50 Мвт энергии…

Обнинскую закрыли через 48 лет, а срок эксплуатации АЭС в целом — примерно 50 лет для станции. А сколько эти реакторы прослужат, действительно не сказано. Следовательно, возникает вопрос, о времени и месте применения таких «горячих малышек». Ну и безопасность — ничего нового: водо-водяные реакторы ВВЭР, как у Фкусимы и прочих прочих, но только компактнее.

В небольших городах применение возможно. Но не проще ли в таком случае в городах использовать мусоросжигательные заводы по типу Фильборны (Filbornaverket) в Хельсингборге? С другой стороны, да, можно использовать несоклько таких «малышек» для производства чего-нибудь. Но тем не менее, риски взрывов от этого не уменьшатся (ну и всякие прочие издержки… ), особенно, если при транспортировке что-то повредят. Пока для себя не увидел значительных преимуществ.
ВВР ВВР-у — рознь. Тут пассивная циркуляция теплоносителя первого контура и теплообменники второго убраны в общий гермообъем с реактором (ровно так же как у наших не состоявшихся АСТ-500) что многократно повышает безопасность. Т.е. из реактора выходит достаточно слабо активированная вода. Что заметно упрощает и все обслуживание внешних (по отношению к реактору) подсистем. А пониженная мощность ровно по тем же причинам (на большей мощности сложнее обеспечить вынос тепла из АЗ только естественной конвекцией).
Они от этого менее перспективными не становятся, просто надо их делать с защитой от дурака, а не рассчитывать на то, что кто-то просто будет тягать туда-сюда голыми руками ограничительные стержни без стопоров.
Ну так еще есть ошибки проектирования и монтажа. А возможность радиоактивного заражения обширной территории в случае аварии не особо приятна. Потому что хоть сам реактор маленький — его «возможности» в этом смысле довольно внушительны.
Я извиняюсь за некоторую маргинальность моих взглядов, но
среди мест где я работал, было очень забавное место — маленькое КБ (СКБ Турбонагнетателей, г Пенза). Вначале оно показалось мне очень притягательным — там я почувствовал запрос на мои знания и мой профессиональный потенциал. Но вот для чего был этот запрос? Когда я присмотрелся там поподробнее — как оказалось ту контору ( хорошее хлебное место) возглавляли несколько «звезданутые» руководящие деды, крайне склонные к идиотскому авантюризму… И публика там кучковалась там соответствующая — особенно на производстве — весьма склонная «на все положить» а местами проявить инициативу и выдать какой-нибудь идиотизм.
И вот сейчас нам предлагают толкать лозунг — «Дадим Атом в массы!»
Чисто статистически где-то там может образоваться небольшое хлебное место и скучковаться разъудалая компания идиотов с инициативой и тягой к опытам.
Давно озадачивает подобный концепт маломощных ядерных блоков. С одной стороны, вопросы ввода в сеть 50 МВт решить куда проще, чем 1-1.5 ГВт, с другой — у маломощного реактора по сути будет та же самая инфраструктура обслуживания и персонал, что и у гигаваттного, разве что масштабом поменьше. Пилотная станция тоже удивляет — неужели проще и дешевле изготовить 12 таких блоков с полной обвязкой для производства электрической энергии, чем один на 600 МВт?
Проект с бюджетом в $6,1 миллиарда насчитывает 12 малых модульных реакторов и должен завершиться в 2030 году. Под строительство подготовили площадку в 13 га.
Может это не все цифры, но пока выглядит как-то не очень.
Если учесть, что
Текущая модель рассчитана на 50 мегаватт энергии, а уже в 2022 году будет рассмотрена заявка на реактор мощностью в 60 мегаватт.
то получается, чтобы разместить реакторов на 700МВт, нужно $6,1 миллиарда и аж 13 га площади. Современные ВВЭР-1200 обходятся немного дешевле и дают больше мощности.
Ветрогенератор Vestas V-174 дает около 10 Мват и стоит 11м$. Т.е. необходимо всего 5 таких генераторов вместо малого атомного реактора. Три раза задумаешься стоит ли строить атомную станцию имея альтернативы.
А сколько таких генераторов надо будет в локальный штиль, часов так на 8-10?
Генераторы не панацея. У них свои недостатки. В случае штиля к ним нужно достраивать аккумуляторы. К приму ГАЭС или какие-то гравитационные. Или иметь рядом другую электростанцию.
Бред непрофессионалов… вернее на западе искусственно задавили все исследования и конструирования ядерных реакторов — поэтому чтобы поддерживать инженерный и научный потенциал и разрабатывают бумажные проекты подобных реакторов. Билл Гейтс вот вложился в реактор на бегущей волне. Естественно его никто не построит и даже строить не будут — на лицензировании разоришься. Единственный нормальный проект на западе это АР-1000 но его испоганили ГЦН у которых ротор в воде и у которых заводской срок службы должен быть 60!!! лет. Аналогичные ГЦН используются на АПЛ, но там их мощность 1 МВт а тут 2 ГЦН на 2 петли блока 1000 МВТ!!! Естественно их сделать нормально не смогли…
Рассмотренный здесь реактор — это примерный аналог российского реактора КЛТ-40С (даже не почти готовый РИТМ-200) который стоит на всех ледоколах и ПАТЭС в Певеке и принципиально не сильно от него отличается.… маленькая активная зона подразумевает большое обогащение (~ 20%) и дорогое топливо. Реакторы с АПЛ типа ОК-650 вообще очень сильно отличаются от реакторов для ледоколов у них обогащение топлива до 80%. Как правило они одноразовые. После 7-8 лет эксплуатации реактор просто вырезается и сбрасывается на глубине. А на его место ставится новый.
Реальная перспектива энергетики это натриевый реактор на быстрых нейтронах он позволяет иметь Т = 500-600 градусов что позволяет использовать его в промышленности (например на НПЗ/химпром) (ВВЭР даёт температуру Т =330 С + этот реактор может использовать в качестве топлива отработанное топливо ВВЭР при этом отработанное топливо БН — является топливом для ВВЭР!!! на 1 реактор БН надо будет иметь 2 ВВЭР.

В качестве транспортного и реактора для химпрома — самый перспективный это СВБР-100 – свинцово-висмутовый быстрый реактор мощностью 100 МВт — у него и ещё более высокая температура на выходе — пара таких реакторов на опреснителе в Крыму — залили бы его чистейшей дистиллированной водой. Реактор давно доведён до ума и абсолютно безопасен — причина не внедрения — таже что и не использование давно готовых двигателей — ПД-14 — бесконечные перелицензирования и сертификации — а по факту — саботаж.
Для охлаждения в воду добавляют бор, который поглощает нейтроны. Однако при переходе в парообразное состояние концентрация вещества существенно снижается. Когда бедный бором конденсат поступит в активную зону, то он может спровоцировать ускорение ядерной реакции.
То есть если будет авария с потерей теплоносителя то эта штука в разгон пойдёт? Ну и в целом по факту терять нейтроны(и поглотитель) в теплоносителе из-за его состава смотрится немного дико если конечно речь о боре-10.
Ну и смысл? Стоимость БелАЭС стоит $9 млрд. выход энергии будет 2400 МВт($3.75 млн. за МВт). Тут получается 50 * 12 = 600 МВт за $6 млрд($10 млн. за МВт). Ну и с надежностью вопрос… что бы вы выбрали: 10 дисков по 1ТБ в JBOD или один диск на 10ТБ? Риторический вопрос.
Практика всех клауд-систем показывает, что именно 10 дисков по 1 ТБ с грамотным программным резервированием и есть ключ к успеху. Так, чтобы в любой момент заменить вышедший диск на другой — любого производителя, любого размера и чтобы всё продолжило работать.
Огромное количество но, к сожалению всплывает, как только задумаешься о массовой штамповке реакторов подобного типа. А без массовости и простоты утилизации сломавшихся образцов боюсь об экономическом смысле, или о доступе к возможностям резервирования, не может быть и речи.
Я с Вами полностью согласен на счёт реактора. Просто аналогия с HDD была не подходящей (их-то массово производить и утилизировать легко).
Работать продолжит, но с потерей данных. Вероятность потерять данные, зависящие от 10 устройств выше чем одного. Чтобы не потерять данные и иметь емкость в те же 10Тб, надо по меньшей мере штук 20 терабайтников.
для надёжности эл. снабжения да диверсификация имеет смысл, Для ЯДЕРНОЙ безопасности НЕТ. 1 Блок безопаснее 10. в 10 РАЗ. Есть расчёт прилагается к каждому проекту АЭС называется ВАБ — Вероятностный Анализ Безопасности — часть проекта — там анализируется отказ каждого элемента и его влияние на безопасность. сейчас мин требования по надёжности 1 ядерная авария на 10Е-5 реактор/год
Давно уже цифры подняли до уровня 10E-7. С другой стороны, менее концентрированная по мощности установка, работающая в облегченном режиме становится гораздо надёжнее. Те же лодочные реакторы имеют размер активной зоны примерно 1x1 метр. О их надёжности у человечества в принципе достаточно информации, можно сделать соответствующие выводы и значительно увеличить надёжность такого блока.
Реактор сильно напоминает тот что строили для атомной котельной у нас, а сейчас пилят на метлом.
Не бывает идеальных систем, идеальным бывает только распиздяйство. Оно интернационально и безвременно.
К примеру как на ядерном объекте Токаймура, когда фраза «Да ты успокойся, я сто раз это делал!» осветилась изнутри волшебным черенковским излучением.

Что-то непонятно!
Если теплоноситель — вода с бором (борной кислотой), то ведь бор — это расходник!
Он захватывает нейтрон, 10B + n → 11B → 7Li + α + γ.
И всё, нет у нас больше борной кислоты, зато есть литиевая щёлочь и перекись водорода.


Получается, что у реактора есть бачок с AdBlue борной кислотой, из которого он восполняет концентрацию в теплоносителе?

Да это — называется борное регулирование.
По «Правилам ядерной безопасности ПБЯ РУ АС-95» например с любой реактор должен и иметь 2 независимые системы управления реактивностью (мощностью реактора)
1. Каждая из которых должна иметь возможность самостоятельно остановить реактора
2. они должны быть полностью независимые друг от друга
2. эти системы построенные на разных физических принципах
Этих систем 2:
1. Система борного регулирования — когда в теплоносителе изменяется концентрация бора с 12 грамм на 1 кг воды (при пуске) до 0.1 грамм /кг (когда топливо в реакторе почти выгорело). При нарушении Пробелов Безопасной Эксплуатации (термин ПБЯ) — из дополнительных баков в Активную зону вводится раствор воды с концентрацией бора 40 гр/кг — из специальных Гидроёмкостей САОЗ (системы Аварийного Охлаждения Активной Зоны) и прекращается ядерная реакция и охлаждается Активная Зона.
2. Стрежни АРК (другой физический принцип!) — которые проходят через всю Активную Зону — фактически стальные болванки из сплава железа с бором подвешенные на электромагнитах. При отклонениях в технологических параметрах блока (повышение давления, температуры 1го контура, отключение турбины) срабатывает защита, электромагниты обесточиваются и стрежни под собственным весом погружаются в Активную Зону и гасят Цепную реакцию

PS там выше интересовались сколько реакторов нужно для того чтобы Крым обеспечить водой — я больше 1го комментария в сутки писать не могу поэтому отвечу здесь прицепом

www.atominfo.ru/news/air3534.htm
Прикидочный расчет

реактор БН-350, АЭС в Шевченко — эл мощность 350 МВТ, тепловая 1000 МВТ, 120 000 м3/воды в сутки

Блок ВВЭР-1200 мвт ~ 500 -600 000 м3/сутки их строят парами.

Итого 1 000 000 — 1 200 000 м3 (тонн) дистиллированной воды в сутки, крымский канал давал максимум 1 300 000 м3/сут днепровской воды загрязнённой пестицидами и удобрениями.

+ можно менять параметры меньше электричества больше воды, больше электричества меньше воды.

Сейчас Крым потребляет 1000-1100 МВт, с Крымской АЭС потреблял бы ~ 1500 + 500-900 экспортировал бы на Кубань. но не надолго т.к. потребление в частном секторе растёт примерно на 10% в год — это компенсирует падение потребления в промышленности и внедрение энергосберегающих технологий. Грубо говоря кода люди купили светодиодную лампочку которая потребляет в 10 раз меньше они вообще перестали выключать свет кода выходят из комнаты.
Северокрымский канал строился и использовался прежде всего для орошения. Для населения строить подобный канал экономически не имеет смысла. И только к 1980-м в дополнение к собственным источникам подключили канал. Например, в Феодосию долгие годы воду возили танкерами из Новороссийска. Крымская АЭС во многом строилась для обеспечения работы канала — насосы канала и колхозов составляли около половины потребления энергосистемы Крымской области. Уже в 1970-х энергосистема брала с материка коло 900МВт и для её обеспечения строилась Южноукраинская АЭС и была проведена модернизация магистралей на 220/330кВ.
В нынешнее время проблема с водой Крыма в основном в воровстве и коррупции.
нет у нас больше борной кислоты, зато есть литиевая щёлочь и перекись водорода

УРА! В соседней теме спрашивали, где брать литий, если он нужен для термоядерного синтеза! :)
Надеюсь, что запасов бора на Земле больше, чем запасов лития.
Для охлаждения в воду добавляют бор, который поглощает нейтроны. Однако при переходе в парообразное состояние концентрация вещества существенно снижается. Когда бедный бором конденсат поступит в активную зону, то он может спровоцировать ускорение ядерной реакции.

То ли переводчик накосячил, то ли в пресс-релизе пургу гонят...


  • Для какого-такого "охлаждения" в воду добавляют бор? Не тот глагол взят?
  • Какой такой пар, если написано "reactor pressure vessel" и в ролике, вроде, говорят, что в парогенератор поступает горячая вода первого контура?
  • Ладно, берём случай аварии с разгерметизацией "прочного" корпуса реактора и вскипанием воды первого контура. Если конденсат (пар) обеднён бором, то, значит, горячая вода на дне "reactor pressure vessel" (у активной зоны) перенасыщена им? Или нет?
Я так понимаю, если эта башня упадет на бок, и водичка вытечет, а стержни не опустятся, то взрыв гарантирован? Ну если не сразу, то после сплавления активной зоны в один комок.
Не взрыв, а вспышка!
От настоящего взрыва отличается низким КПД: большая часть разлетится, раньше, чем успеет взорваться.
а стержни не опустятся

Как я понял, по умолчанию стержни управляются механикой, гравитация там запасной вариант на случай отключения электричества.
Только полноправные пользователи могут оставлять комментарии. Войдите, пожалуйста.
Информация
Дата основания

11 сентября 2007 г.

Местоположение

Россия

Сайт

selectel.ru

Численность

201–500 человек

Дата регистрации

15 марта 2010