Teraz jest 29 mar 2024 13:28




Utwórz nowy wątek Odpowiedz w wątku  [ Posty: 3 ] 
 Bezpieczeństwo RBMK po 1986... 
Autor Wiadomość
Avatar użytkownika

Dołączył(a): 28 gru 2011 06:01
Posty: 289
Post Bezpieczeństwo RBMK po 1986...
http://www.atom.edu.pl/index.php/bezpie ... smark.html

Do założenia tego wątku zainspirował mnie powyższy artykuł, nieco propagandowy, bo wybiórczy, nie opisuje on teoretycznych skutków podobnej awarii w reaktorach na terenach byłego ZSRR, a przecież jest takich jeszcze kilka...

Cytuj:
Lekkowodne reaktory jądrowe są bardzo stabilne, a w razie utraty napięcia w sieci do rdzenia samoczynnie wprowadzane są pręty regulacyjne i bezpieczeństwa wyłączające reaktor. To właśnie zdarzyło się w EJ Forsmark i to samo zdarzyłoby się w każdym innym reaktorze na świecie, z wyjątkiem reaktora RBMK, który uległ awarii w Czarnobylu. Reaktor czarnobylski – budowany w oparciu o projekty reaktorów produkujących pluton do celów wojskowych - był jedynym typem reaktora, którego moc z uwagi na stosowane w nim łącznie w rdzeniu materiały tj grafit i wodę w razie awarii mogła samoczynnie rosnąć. We wszystkich innych typach reaktorów moc w razie awarii samoczynnie MALEJE. Dlatego nie ulega wątpliwości, że do awarii typu czarnobylskiego w reaktorach budowanych w krajach Unii Europejskiej dojść nie może.


Pytanie brzmi: co w podobnej sytuacji np. w Kursku, czy Smoleńsku? Jedyne, co znalazłem, to zmiany uwzględnione w wikipedii w artykule dot. technologii RBMK, ale nie ma opisów, czy przydały się w praktyce i zapobiegły podobnym sytuacjom mając jakikolwiek wpływ na pracę tego typu reaktorów.


10 sty 2012 14:12
Zobacz profil
Avatar użytkownika

Dołączył(a): 19 sie 2009 10:46
Posty: 855
Lokalizacja: Gent, Belgia
Post Re: Bezpieczeństwo RBMK po 1986...
Po awarii w Czarnobylu do konstrukcji RBMK-1000 wprowadzono sporo poprawek, które zresztą były już opracowane i zgłoszone przed całą awarią z 1986 roku ale zostało to zbagatelizowane gdyż stwierdzono, że prawdopodobieństwo takiego zdarzenia jest bardzo niskie...

Nie pamiętam teraz dokładnie ale wprowadzono m.in. dodatkowe systemy bezpieczeństwa, rozbudowano system chłodzenia oraz chyba dwukrotnie zwiększono szybkość opadania prętów bezpieczeństwa. No i uniemożliwiono wyłączenie przez operatora jakichkolwiek zabezpieczeń (a jak wiemy miało to miejsce pamiętnej nocy w CzAES).

_________________
"I właściwie kto wódki nie pije ten jest wywrotowcem, tak
Świadomie uszczuplającym dochody państwa - bezideowcem"


Kazik Staszewski - "Cztery Pokoje"

Polecam:
http://www.seren.org.pl
http://www.nuclear.pl
http://atom.edu.pl


10 sty 2012 14:34
Zobacz profil
Avatar użytkownika

Dołączył(a): 26 cze 2009 21:31
Posty: 465
Lokalizacja: Olkusz
Post Re: Bezpieczeństwo RBMK po 1986...
Zgadza się:

Po awarii CzAES w pozostałych Radzieckich tego typu elektrowniach jądrowych wprowadzono następujące modyfikacje, poprzez:
  • zwiększenie liczby prętów kontrolnych z 211 do 236
  • zwiększenie liczby prętów kontrolnych sterowanych manualnie z 30 do 45
  • choć to istotnie podniosło koszty paliwa, to zwiększono wzbogacania paliwa z 1,8% do 2,4% U-235, aby wypalać je ze zwiększoną ilością neutronów, co ułatwia ich pochłanianie i zmniejsza stopień "+" sprzężenia zwrotnego moderatora
  • skrócenie czasu wprowadzania głównych prętów kontrolnych z 18 do 12 sekund
  • zainstalowanie systemy szybkiego opuszczania prętów — SCRAM



Jednakże IMHO nadal uważam konstrukcje RBMK za reaktory wciąż potencjalnie niebezpieczne — nawet z tymi wprowadzonymi zabezpieczeniami, m.in. dlatego że może wydzielać się w nich wodór: bo woda będąca w nich TYLKO chłodziwem, może reagować chemicznie z silnie rozgrzanym grafitem (moderatorem RBMK).

Natomiast ogólnie cechą zwiększającą bezpieczeństwo pracy reaktorów PWR i innych "lekkowodnych" jest to, że reakcja wody z Cyrkonem, zachodzi wydajnie dopiero w ok 3× wyższej temperaturze, niż panująca podczas nominalnej pracy (ok.300°C).
Inną cechą zwiększającą bezpieczeństwo "lekkowodnych" reaktorów, jest "–" sprzężenie zwrotne moderatora. W przypadku awarii polegającej na zbyt szybkim wysunięciu prętów kontrolnych, lub wręcz ich "wystrzeleniu" — reaktywność oraz moc rzecz jasna gwałtownie wtedy wzrasta — ale woda będąca nie tylko chłodziwem ale i moderatorem paruje i wówczas jej właściwości spowalniające neutrony znacznie słabną: reaktor samoczynnie i w szybkim tempie zmniejsza nadmiar mocy.
Choć taki nagły skok mocy, może spowodować pewne uszkodzenia pastylek/koszulek rdzenia — istotne jest to, że przynajmniej nie może dojść w nich do "czarnobylskiego wybuchu" reaktora.

Zrobiono wiele różnych doświadczeń sprawdzających zachowanie się wody przy nagłym wzroście reaktywności, oto przykład z nich — z reaktora doświadczalnego w NETL pracującego z mocą ok. 1 MW, wysunięto nagle pręty kontrolne, moc wzrosła skokowo do 650 MW w 0,05 s. — jednakże w szybkim tempie zaraz znacznie zmalała:

Obrazek
Źródło: YouTube


11 sty 2012 17:39
Zobacz profil
Wyświetl posty nie starsze niż:  Sortuj wg  
Utwórz nowy wątek Odpowiedz w wątku  [ Posty: 3 ] 


Kto przegląda forum

Użytkownicy przeglądający ten dział: Brak zidentyfikowanych użytkowników i 27 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