Ирина_
-
Постів
1 522 -
Зареєстровано
-
Відвідування
-
Переможець днів
3
Весь контент Ирина_
-
якщо припустити, що вищі сили існують, то логічно прийняти і що це метафізичне поняття, яке не має чіткого визначення. вищі сили, у традиційному сенсі, мають розум, здатність розрізняти, а отже - спостерігати і оцінювати.
- 579 відповідей
-
- 4
-
-
- заключение мира
- подписание мира
- (і ще 4 )
-
-
реєстратор нейтронного потоку не був у потрібному вимірювальному діапазоні та показував нуль. тоді питання: на що орієнтувався оператор?вимірники ЛАР-ЛАЗ - були недоступні.
-
в реакторобудуванні є фундаментальне правило ядерної безпеки ядерних установок: сумарна потужність всіх ефектів реактивності не повинна бути більшою, ніж поглинаюча здатність системи захисту.якби ефекти проявили себе окремо один від одного - реактор би заглушили без жодних проблем. але під час експерименту вони вони проявилися сумарно - паровий ефект,позитивний паровий коефіцієнт,пустотний ефект,температурний ефект реактивності і нарешті головне - кінцевий ефект СУЗ - потужностний ефект (швидкий,позитивний) - цвях.
-
у реакторі типу РБМК-1000, з огляду на великі розміри активної зони, спостерігається утворення локальних максимумів енерговиділення у паливних каналах. основна причина цього явища - нерівномірний розподіл щільності нейтронного поля за висотою активної зони. у тих місцях, де формується локальний максимум щільності нейтронів, виникає так званий локальний розгін - самоприскорене зростання реактивності в окремому об’ємі палива. для контролю та регулювання цих процесів у РБМК передбачена спеціалізована підсистема системи управління та захисту (СУЗ) - ЛАР–ЛАЗ, яка включає в себе групу стрижнів автоматичного регулювання та вимірювальну апаратуру. ця система виконує функцію безперервного моніторингу щільності нейтронного поля по висоті паливних каналів. у разі виявлення локалізованих зон підвищеної нейтронної щільності, система активує відповідні стрижні-поглиначі для зниження реактивності в цих ділянках.у середньому в активній зоні РБМК-1000 може утворюватися до 20 таких локалізованих зон - фактично, на малих потужностях активна зона не є однорідною, а функціонує як сукупність незалежних міні-реакторів. у таких умовах ефективність кожного окремого стрижня-поглинача істотно зростає, оскільки він впливає на локальний нейтронний баланс у конкретній ділянці, де може розвиватися розгін.вимірювальні прилади цієї підсистеми втрачають точність і чутливість при потужностях нижче 10% від номінальної. відтак, на малих потужностях, особливо в процесі виведення реактора на критичний рівень, у разі виникнення локального зростання нейтронного потоку, оператор не має змоги вчасно виявити потенційну небезпеку. це пояснюється тим, що орієнтація відбувається переважно за показниками інтегральної нейтронної потужності, які не фіксують локальні неоднорідності поля. слід звернути увагу на запис "1ПК-ввєрх"
-
рівень в БС різко виріс і спрацював захист, який обмежує продуктивність гцн під час роботи реактора на низькому рівні потужності. можливо, якби заглушили реактор з початком експерименту, то стрибки загальної витрати теплоносія припали б на реактор у заглушеному стані - див. хронологію: перемикання гцн відбуваються через 47 секунд після закриття срк - а час повного занурення аварійної групи стрижнів 20 секунд.перемикання гцн не пов'язані з аз-5,а пов'язані з закриттям срк. це один із варіантів. але є й інший - пов'язаний із подвійним натисканням кнопки аз-5. в ньому ,теплогідравлічна складова - тільки складова що проявила ЩЕ одну небезпечну ЯДЕРНУ характеристику. у сухому залишку +/- кваліфікованого розбору причин аварії та обставин її виникнення неминуче приходиш до висновку про конструктивну недосконалiсть системи управління реактором та особливу недосконалiсть конструкції стрижнів СУЗ, які не перервали ланцюгову реакцію - навпаки розігнали паливо. після обіду напишу чому.
-
на 47с різке зниження витрати гцн підключених до джерела зовнішнього живлення (що не беруть участь у вибігу).загальна витрата сильно впала. до кінцевого ефекту витіснювачів додається паровий ефект, при позитивному паровому коефіцієнті це великий внесок.стрижні системи управління захистом продовжують занурення з 01.23.39с.
-
ар-3 виходив на нижні кінцевики,туди ж йшов ар-2 - потужність не падала. оператор вирішив, що можливість автоматичного регулювання вичерпана і з цієї причини натискає АЗ-5. ніяких сигналів аварійного захисту реактора не було
-
на малій потужності - пусках, зупинках, випробуваннях - величина недогріву не є константою. йдуть перехідні теплогідравлічні процеси, в ніч на 26, ці процеси керувалися вручну. так, було незручно, але жодним документом не заборонялося.треба розуміти: кавітації, і зрив напору на виході ГЦН це викликало
-
оператор збільшує подачу води підживлення і пароутворення падає - а це реактивність. потужність має зворотний зв'язок з реактивністю. щоб утримувати на потужності реактор - оператор управління реактором переміщує стрижень РУ у верхнє положення. див. 1.19.39с
-
кидка потужності, не було, до натискання АЗ-5,а це означає,що автомат компенсував внесок у реактивність від збурень у перехідних гідравлічних режимах роботи. Ар1,АР3 компенсували, зупинившись на глибині 4м (АР1) - відпрацював і (приблизно) в 1.23.15 - перемістився вище (означає компенсував і перемістився вгору на 1м.). потім(1.23.25-30) всі три регулятори направили стрижні на занурення - це ГЦНи знижують продуктивність і на тлі зменшення витрати теплоносія через активну зону, починає проявлятися позитивний коефіцієнт реактивності по щільності теплоносія - пустотний ефект реактивності. катастрофічного кидка потужності - немає. сигнали про перевищення періоду розгону з'явилися лише після АЗ-5 і обумовлени позитивним вибігом реактивності від витіснювачів стрижнів СУЗ,посилений станом малого недогріву теплоносія,знову проявляється позитивний коефіцієнт реактивності за парою. проте до внесення позитивної реактивності від кінцевого ефекту нормально відпрацьовують збурення від зниження загальної витрати. чому нормально - регулятори по черзі включаються у роботу протягом 5-10 секунд - 1. 2 - немає сигналу перевищення періоду розгону й перевищення потужності. ПС. годину витратила... ідея перекидати графіки та хронологію на передову сторінку діалогу – гарна ідея.тому що ліміт на сьогодні вичерпан, тупо за одне повідомлення))))
-
до 1.23.04с. тим часом перекривається подача пари на турбіну. температура води підживлення зростає. витрата ГЦН відповідає витраті роботи реактора на номінальній потужності, витрата поживної значно знижений до витрати через ГЦН (сумарно), але відповідає (усередненому) витраті працюючого на N 200МВт (т) реактора. подача на турбіну перекрита і пара скидається в конденсатори через швидкодіючі редукційні пристрої. це не дозволяє температурі теплоносія – на вході ГЦН – подолати поріг початку кавітації (за температурою теплоносія) в умовах температури води підживлення 200С (!!!!!). температура не знижується. отже: зрозуміло, що температура поживної води збільшувалася через порушення (приблизно з 1.19 хвилин) динаміки пароутворення. в 1.23.04 починає знижуватися (різко) сумарна витрата через ГЦН і загальна витрата теплоносія через активну зону знижується – ситуація вибігу – температура води підживлення зростає. надалі.пропоную цей параметр(температура підживлювальної води) не розглядати окремо,а тільки як фактор, що вплинув на величину недогріву.просто - мати на увазі фактор малого дедогріву
-
-
вони і відробляли, але на графіку цього не видно. за часом дивимося.)) а температура жив.води до зменшення її витрати, в цій ситуації відношення не має, просто збіглося - зменшилася динаміка пароутворення (конденсат - охолоджувальний компонент поживної води) і зменшилася витрата підживлення в БС. а автоматичні регулятори включилися компенсуючи реактивність від перехідних режимів роботи теплогідравліки - зменшення подачі жив.води з 1.22хвилин + перед цим її витрати зменшувалися.
-
"залили" АЗ водою(1.21) і цим зменшили пароутворення. думаю, що саме цим викликано підвищення температури жив.води,а не зменшенням її подачі з 1.22 у БС
-
це Ви повинні написати з чим не згодні чи згодні з ним та чому. графіки та хронологія Вам у допомогу. наприклад, поясніть час 1.22: чому саме після 1.22?його думка, що при натисканні АЗ-5 з початком експерименту - великої аварії можна було уникнути,а це ,за часом - після 1.22
-
Вітаю. це можна, якщо ви знайдете в неті і скиньте сюди, для наочності графік витрати жив.води та загальної витрати, графік теплогідравлічних параметрів активної зони з накладеним графіком роботи автоматичних регуляторів. це є в неті 100%, але шукати не хочу. та виписка з інсаг7 похвилинної хронології за зареєстрованими сигналами та записами оперативного журналу - з моменту провалу потужності до 30МВт (т).
-
-
-
70 градусів за рахунок палива решта 180 за рахунок роботи електромеханічного обладнання та нагрівачів компенсатора тиску, з вивантаженим паливом та ущільненим першим контуром, з умовою вирішення проблем з гідравлічним опором (без палива, без ВКУ, БЗТ, вигородки та шахти) – працюватиме як котельня та без шкоди. я стверджую, що ця схема хоч і не штатна, все-таки може бути робоча.ви і ваш консультант, можете довести, що ні, але спочатку уточніть: за який час можна демонтувати БЗТ, вигородку, всі ВКУ за умови, що басейн витримки не заповнений до позначки 35 і послідовність виконання робіт у разі, якщо позначка 35 досягнута?одібні твердження слід обгрунтовувати, а театрально обзивати щось, у чому не маєш ні найменшого розуміння може кожен.
-
технологія створення плутонієвого ядерного заряду добре відома з середини 20 століття, і значна її частина не є засекреченою: основні принципи імплозійного методу, використання плутонію-239, нейтронних ініціаторів тощо - давно описані у відкритих джерелах. однак реальні труднощі реалізації цього підходу ніколи не обмежувалися лише фізикою чи схемотехнікою.уваги заслуговує металургія плутонію, оскільки саме вона становить критично важливий фактор для досягнення надійного і контрольованого переходу заряду в надкритичний стан. плутоній має надзвичайно складну фазову діаграму: за нормальних умов існує кілька алотропних модифікацій, з різними об’ємами та механічними властивостями, що змінюються при незначних змінах температури й тиску.у контексті ядерного вибуху це створює унікальну проблему: для успішної ініціації ланцюгової реакції необхідно, щоб матеріал перебував у чітко визначеній фазі (наприклад, бета-фазі або альфа-фазі залежно від легування). це потребує особливої "техніки" яка забезпечує контрольовану затримку у відповідному фазовому стані впродовж критичного моменту переходу до надкритичності.фактично, надійна стабілізація фазової структури плутонію в умовах імплозії є однією з найважливіших та найменш тривіальних задач у всій технології створення ядерного заряду.застосування стабілізаторів (як-от галію) дозволяє розширити діапазон температурної стабільності певних фаз. технологія його застосування встановлюється експериментально.все можна досягти експериментально, була б воля.
-
створення уранової ядерної бомби саме по собі не є значним технічним досягненням з точки зору сучасної науки та інженерії. справжнім предметом наукової та технологічної гордості є розробка бустованих (підсилених) зарядiв і технологій мініатюризації без втрати ефективності
-
уранові бомби - досить марнотратна витрата урану-235, вони самі не заперечують його наявність, тільки заперечують, що у військових цілях. тоді незрозуміло навіщо?
-
вкидати можна, звичайно, але тоді поясніть: навіщо Іран побудував і розгорнув значні потужності на Натанзі та Фордо: 10000+ центрифуг, включаючи новітні,збагачуючі уран до 60 % U-235, додалися чотири каскади машин і планується ще. якщо це не свідчення технічної готовності – тоді що?
