Teraz jest 29 mar 2024 11:33




Utwórz nowy wątek Odpowiedz w wątku  [ Posty: 4 ] 
 Reaktor Maria w Świerku 
Autor Wiadomość
Avatar użytkownika

Dołączył(a): 19 lut 2011 20:58
Posty: 1658
Lokalizacja: Kraków
Post Reaktor Maria w Świerku
Mam krótkie pytanie - Jaka jest (jeśli wogóle jest) teoretycznie najpoważniejsza awaria, która mogłaby zdarzyć się w Reaktorze Maria w Świerku i jakie poniosłaby za sobą konsekwencję. Powtarzam raz jeszcze Teoretycznie (bo nie chodzi mi o żadne teorie spiskowe)

_________________
Мертвой листвою укрылась вся земля.
За стеной деревьев спрятались дома.
В этот город не вернутся никогда.

Dozymetry: Biełła, Polaron Pripyat, Graetz X50 ZS, RADtriage50, Terra P, DP-75
W Zonie: Kto by to liczył - pewnie ponad 100 dni


07 sty 2012 19:20
Zobacz profil
Avatar użytkownika

Dołączył(a): 26 cze 2009 21:31
Posty: 465
Lokalizacja: Olkusz
Post Re: Reaktor Maria w Świerku
Teoretycznie najgorszą z awarii byłaby utrata cieczy chłodzącej, zwane awarią typu LOCA
(ang: Loss-of-coolant Accident).

W przypadku "MARII" tutaj mamy do czynienia z reaktorem basenowym — gdzie rdzeń znajduje się blisko dołu wewnątrz betonowego "kosza", o grubości ściany zbrojonego betonu dochodzącej do 2,5 metra — a więc taką samą, jak ma wysokość np. Państwa pokój!

Cytuj:
Obrazek
Źródło ilustr.: PAA



Skoro woda nie może uciec bardziej w dół — poniżej rdzenia — to jednak czy mogłaby wyparować?



A zatem: możliwa byłaby awaria systemu chłodzenia?


Teoretycznie i praktycznie tak...

...bo taka jak się zdarzyła w japońskiej elektrowni w III.2011. Utrata wszelkich źródeł zasilania, była przyczyną utraty przepływu wody, wskutek czego w wyniku tzw."ciepła powyłączeniowego" — woda z rdzeni reaktorów zaczęła parować, cyrkon się przegrzał i zaczął się w reakcji z wodą/parą wydzielać wodór, który najsilniej eksplodował pod obudową Bloków #1 i #3 — co skwapliwie pokazały Media na całym świecie.

    W reaktorach BWR w Japonii, jest w rdzeniach po ok.100 ton paliwa i osiągały znaczne moce: elektryczne 460 MWe/784 MWe, czyli szacunkowo cieplne rzędu 1394 MWth/2376 MWth (przy przyjęciu sprawności: η=33%). Zatem po godzinie od wyłączenia reaktora "ciepło powyłączeniowe" pochodzące od promieniotwórczości "wypalonych" elementów paliwowych, odpowiadało ~1.2%, mocy termicznej Bloku, a po upływie doby wciąż ~0.4% mocy termicznej Bloku — a więc wciąż było ono WTEDY rzędu nawet kilkunastu MW ciepła.
      Obecnie po ok. 10 miesiącach od Awarii Fukushimy, promieniotwórczość tamtego "wypalonego" paliwa jest nieco niższa, a więc i generowane przez nie ciepło, jest ono ponad rząd wielkości niższe, czyli mniej więcej ~0.04% mocy termicznej Bloku, tym łatwiej jest je odprowadzać, nawet przy nie do końca sprawnym systemie obiegu chłodzenia...

      WAŻNE: Wszystkie powyższe "%" szacunki podaję dla BWR — dla PWR wynoszą one odpowiednio ~2% po godz., ~0.7% po dobie, ~0.06% po 10 miesiącach (dotyczy wzbogacenia paliwa w 3.2% 235-U i wypalenia 32000 MWd/t).
      Niedawno ogłoszono 17.X.2011, że japońskie reaktory mają tzw. stan zimnego wyłączenia — oznacza to tym samym, że woda znajdująca się w rdzeniach, nie jest już wstanie "wykipieć", a jej temperatura 74°C, 82°C i 73°C
      (odpowiednio w Blokach #1 #2 # 3 — bo w Bloku #4 nie było już paliwa w rdzeniu).



Wracając do Reaktora "MARII", to jest tam w rdzeniu zaledwie nieco ponad... ćwierć tony paliwa, a i ciepło termiczne jest nieduże: 30 MWthkilkadziesiąt razy mniejsze niż wspomnianych wyżej BWR-ów podczas ich pracy!
Ciekawostka:z uwagi na to, że paliwo do "MARII" jest "ciutkę" kosztowne, najczęściej reaktor ten pracuje z mocą obniżoną o około połowę, aby je oszczędzać...




W każdym razie, załóżmy, że dochodzi do awarii  :twisted:  przepływu wody w "MARII" — wówczas to AUTOMATYCZNIE spadają pręty sterujące i w rdzeniu nie dochodzi już do rozszczepień, łatwo policzyć, że ilość "ciepła powyłączeniowego", w tak stosunkowo niedużym reaktorze, wyniosłaby po upływie doby około 0.1-0.2 MWth (w zależności od kryterium mocy z jaką głównie pracuje). Czy mogłaby się wygotować w nim woda?

Ponieważ jakoś nie udało mi się znaleźć informacji o ilości wody w basenie "MARII", spróbowałem poszukać informacji o jego rozmiarach. Korzystając z informacji zawartych na dalszych stronach pliku PPT, ze str.WWW Pana dr Krzysztofa Fornalskiego — link na dole Postu — oszacowałem przybliżone rozmiary wewnętrzne "MARII":

  • Lewa dolna część basenu: ten tzw. "kosz" na rdzeń reaktora — wygląda jak sześcian o boku ~4,6 metra, a więc tym samym o objętości ~97,3 m³.
    Przyjmijmy z uwagi na mnogość urządzeń tam zanurzonych i samą objętość rdzenia, że te ~97,3 m³ = ≈90 ton wody

      BTW: trudno oszacować z prostego PŁASKIEGO rysunku objętość urządzeń zanurzonych w reaktorze, ale biorąc pod uwagę że to są tak czy siak BARDZO SZACUNKOWE obliczenia, to myślę, że Państwo wybaczą mi to uproszczenie...


  • Lewa górna część basenu: ta szersza powyżej rdzenia reaktora — wygląda że ma szacunkowo wymiary ~6 × ~6,5 × ~4 metry, czyli o objętości ~156 m³ = kolejne ~156 ton wody

       Warto zwrócić uwagę, że głębokość wody tej części "MARII", gdzie znajduje się rdzeń sięga ~4m (góra) + ~4,6m (dół), czyli w sumie ~8,6m! Zaś nad górnymi częściami około metrowych prętów paliwa jest BARIERA ~6 metrów wody!


  • ciepło reaktora, może być na pewno w pewnym stopniu przejmowane przez BASEN TECHNOLOGICZNY: 12,25 m × ~6,5 m (?) × ~5 m. Daje to aż szacunkowo ~398 m³ = dodatkowo  ~398 ton wody!.
    Jednakże w przypadku danych basenu najlepiej znana mi jest długość, wynosząca ponad 12 metrów (z powyżej wspomnianego pliku PPT). Szerokość "basenu technologicznego" powinna IMHO wynosić ~6,5 m, gdyż nie wymaga on aż takiej grubej bariery betonowej, jak "rdzeń"...
    ...bo jak wiadomo z RDZENIA prócz promieniowania jonizującego, wylatują też na dodatek wysoce przenikliwe neutrony.


        Podsumujmy:
      • wokół rdzenia i nad rdzeniem mamy ~90 + ~156 = ~246 ton wody
      • w "basenie technologicznym": ~398 ton wody

        RAZEM: Aż ~644 tony wody!


Umówmy się, że w obliczeniach z jakiegoś "tajemniczego" powodu, woda w "basenie technologicznym", byłaby za śluzą, a więc niedostępna...

...czy "ciepło powyłączeniwe", wygotuje te dostępne 246 ton wody znad rdzenia?







Aby to obliczyć, potrzebna będzie wpierw, mała:


"Szczypta" fizyki... :o

Podgrzanie 1 litra = 1 kilograma wody o 1°C wymaga 4187 J, czyli aby nastąpiło to w ciągu sekundy, potrzeba ~4 KW mocy.
Zatem zagotowanie 1 litra wody (czyli podniesienie jej temperatury z "prosto z kranu" ~15°C, do 100°C tj. o różnicę Δ85°C), wymaga aż 356000 J, czyli żeby do tego doszło w ciągu sekundy, potrzeba tu mocy aż 356 kW — a że nikt nie ma w domu takiego MEGA-MOCNEGO-CZAJNIKA, więc przy typowej mocy czajników elektrycznych: 1,5—2 kW, trwa takie gotowanie proporcjonalnie ~237— ~178 sekund, tj.4—3 minuty
(a jak kto woli przeliczyć sobie na "koszt rodzinnej herbatki", te 356 kW = 0,1 kWh, czyli kilka groszy)



W reaktorze "MARIA" z uwagi na szybki przepływ woda w części nad rdzeniem ma już ~50°C, jednakże tu mamy do czynienia nie z ilością "wody na herbatkę", lecz z m³ wody wokół rdzenia...
Tym samym, więc podgrzanie o 1°C, 1 tony wody, wymaga ~4 MJ, lub ~4MW mocy/sekundę — oznacza to, że "MARIA", przy nominalnej pracy 30 MWth, byłaby zdolna podgrzać 1 tonę wody o Δ7°C — rzecz jasna gdyby nie przepływałaby ona, to mogłaby się dosyć szybko wygotować...
...ale ta sytuacja dotyczy WYŁĄCZNIE włączonego NA MAKSYMALNĄ MOC reaktora — i dlatego to trwa tak stosunkowo szybko.

    Natomiast przy wyłączonym reaktorze, ciepło wydziela się wpierw dość intensywnie z krótkożyciowych izotopów powstałych w czasie pracy reaktora, i wynosi ona w momencie wyłączenia ~7% mocy termicznej, ale w ciągu godziny spada do ~2%, a po dobie 0,7%.
    Łatwo sprawdzić, że te ~246 ton wody wokół rdzenia oraz nad nim, żeby się wygotowało, trwałoby to TEORETYCZNIE przy Δ50°C oraz początkowemu "ciepłu powyłączeniowemu" 7% (2,1 MWth): około... 24600 sekund, tj prawie 7 godzin!

      Tymczasem jak wspominałem, już zaledwie po godzinie "ciepło powyłączeniowe", wynosi ~2% (czyli w przypadku "MARII"... 0,6 MWth = 600 kWth), co przesuwałoby "termin wygotowania" wody wokół rdzenia "MARII" na... 1 dobę (24 godziny)

        A jak znów wspominałem, znowuż po dobie "ciepło powyłączeniowe", wynosi ~0,7%, (czyli w przypadku "MARII"... 0,21 MWth = 210 kWth), co przesuwałoby "termin wygotowania" wody wokół rdzenia "MARII" na około... 3 dobę (72 godziny)

          ...jednak za te trzy doby, już się raptownie tak nie zmniejszy to całe nieszczęsne "ciepło powyłączeniowe", ale jednak jeszcze nieco się zmniejszy do ok. ~0,5%, (czyli w przypadku "MARII"... 0,15 MWth = 150 kWth), co przesuwałoby "termin wygotowania" wody wokół rdzenia "MARII" na około...


          ...ENOUGH??? ;)



Myślę, że tak, zwłaszcza, że w rzeczywistych wyliczeniach, trzeba dodatkowo brać pod uwagę:

  • że nie liczyłem dodatkowych 398 m³ wody w "basenie technologicznym", a któraż to woda odbierałaby ciepło, nie tylko przez nieco mniej wydajne promieniowanie i przewodzenie, ale również przez wydajniejszą w przekazywaniu energii cieplnej:

  • KONWEKCJĘ WODY, a więc ciągły napływ chłodniejszej wody, w miejsce gorącej = ogólne wolniejsze nagrzewanie

  • częściowe przejmowanie ciepła przez powietrze wewnątrz KOPUŁY BEZPIECZEŃSTWA nad basenem reaktora — choć tą drogą ciepło jest przenoszone w mniejszym stopniu, bo reaktor i basen są dość mocno zabudowane — ale jednak jest to i tak powierzchnia bezpośredniego lub pośredniego styku wody z basenu z powietrzem, to jakieś ~100 m² (?), a więc mogłoby mieć nawet niebagatelne znaczenie...





PODSUMOWUJĄC:
Zarówno sama zasada działania, tzw. ujemnego sprzężenia zwrotnego reaktora "MARIA", który ze swej zasady działania jest praktycznie "idioto-odporny" :roll: (w odróżnieniu od Czarnobylskiego RBMK).
Jak również diametralnie większa różnica między ilością paliwa w "MARII", tj. KILKASET KILOGRAMÓW paliwa vs. SETKI TON wody — co oznacza, że "MARII" to całe nieszczęsne "ciepło powyłączeniowe" jest niestraszne (w odróżnieniu od "Fukuszymobylskiego" starodawnego BWR-a)


...więc przynajmniej pod tymi względami reaktor "MARIA", jest reaktorem stosunkowo bezpiecznym...

...choć trzeba pamiętać, że POD WIELOMA WZGLĘDAMI nie można porównywać naszego
małego reaktorka badawczego
z tymi olbrzymami energetycznymi, typu PWR/BWR


To jest tak, jakby porównywać ze sobą malutki samolot "WILGA", z "AIRBUSEM A320"... ;)






BTW: A jeśli się okaże, że jednak dojdzie tam koło Otwocka do Mega-Awarii :evil: , tj. do tzw. "Świerkobyla" — pierwszy pojadę z łopatą szuflować rozrzucone paliwo "MARII" z okolicznych pól i lasów (w tym świerków 8-) )




PRZYDATNE LINKI: :ugeek:
http://www.fornalski.rootspoland.com/maria.ppt
http://www.paa.gov.pl/?frame=4.1.1
http://www.cyf.gov.pl/reaktor.html
http://www.if.pw.edu.pl/~pluta/pl/dyd/m ... rMaria.pdf
http://www.polityka.pl/spoleczenstwo/re ... olsce.read

EDIT: Dodanie 5.linka: interesujący artykuł z Czasopisma "POLITYKA"


Ostatnio edytowano 08 sty 2012 03:48 przez Andrzej_K, łącznie edytowano 1 raz

08 sty 2012 00:49
Zobacz profil
Avatar użytkownika

Dołączył(a): 19 lut 2011 20:58
Posty: 1658
Lokalizacja: Kraków
Post Re: Reaktor Maria w Świerku
Bardzo dziękuje za odpowiedź, a przede wszystkim za to, że chciało się Panu marnować tą godzinę czy więcej (mniej?) na szukanie informacji, obliczanie i w końcu - pisanie tego postu.
Andrzej_K napisał(a):
biorąc pod uwagę że to są tak czy siak BARDZO SZACUNKOWE obliczenia, to myślę, że Państwo wybaczą mi to uproszczenie...

Wybaczamy!

_________________
Мертвой листвою укрылась вся земля.
За стеной деревьев спрятались дома.
В этот город не вернутся никогда.

Dozymetry: Biełła, Polaron Pripyat, Graetz X50 ZS, RADtriage50, Terra P, DP-75
W Zonie: Kto by to liczył - pewnie ponad 100 dni


08 sty 2012 02:43
Zobacz profil
Avatar użytkownika

Dołączył(a): 22 kwi 2008 08:31
Posty: 992
Lokalizacja: Warszawa (+Świerk)
Post Re: Reaktor Maria w Świerku
Reaktory typu 'basenu kąpielowego' są uznawane ja bardzo bezpieczne, większość reaktorów uniwersyteckich w USA jest właśnie tego typu.


09 sty 2012 08:33
Zobacz profil
Wyświetl posty nie starsze niż:  Sortuj wg  
Utwórz nowy wątek Odpowiedz w wątku  [ Posty: 4 ] 


Kto przegląda forum

Użytkownicy przeglądający ten dział: Brak zidentyfikowanych użytkowników i 17 gości


Nie możesz rozpoczynać nowych wątków
Nie możesz odpowiadać w wątkach
Nie możesz edytować swoich postów
Nie możesz usuwać swoich postów
Nie możesz dodawać załączników

Szukaj:
Skocz do:  
cron
Powered by phpBB © phpBB Group.
Designed by Vjacheslav Trushkin for Free Forums/DivisionCore.
Przyjazne użytkownikom polskie wsparcie phpBB3 - phpBB3.PL