Информация об устройстве реакторов на АЭС Фукусима

Сводку по кризису на японских АЭС ( АЭС «» etc ), смотреть тут.

3D Схема реактора BWR

3_D Схема реактора BWR

Реакторы Fukushima – 1 это реакторы на кипящей воде (Boiling Water Reactor (BWR), давление в котором поддерживается корпусом реактора, замедлитель – вода.
В АЭС с некипящими реакторами температура воды в первом контуре ниже температуры кипения. При необходимых для получения приемлемого коэффициента полезного действия температурах (больше 300 °C) это возможно только при высоких давлениях (в реакторах ВВЭР-1000 рабочее давление в корпусе 160 атм), что требует создания высокопрочного корпуса. Насыщенный водяной пар под давлением 12—60 атм при температуре до 330 °C вырабатывается во втором контуре. В кипящих реакторах на АЭС «» пароводяную смесь получают в активной зоне. Давление воды в первом контуре составляет около 70 атм. При этом давлении вода закипает в объёме активной зоны при температуре 250 °C. Кипящие реакторы обладают рядом достоинств по сравнению с некипящими. В кипящих реакторах корпус работает при более низком давлении, в схеме АЭС нет парогенератора и т.д.

Собственно Чернобыльский РБМК и Фукусимовский BWR относятся к одному типу реакторов, все отличие только в дополнительных оболочках безопасности контейнментах. Как видно из картинок их три. Первый — вокруг активной зоны реактора, второй вокруг здания реактора и третий вокруг машзала.

Для анализа последствий взрывов на АЭС «» критически важным является понимание вопроса о целостности первого контаймента. Если корпус во круг реактора цел, то ничего страшного не случится, да же в случае самого плохого сценария ( расплавление активной зоны), если корпус треснул то масштаб аварии может быть сравним с Чернобыльским.

Пока по сообщениям СМИ на 1 и 3 блоков контайменты первого уровня в результате взрывов не пострадали.

 

Блок-схема реактора BWR

Блок-схема реактора BWR

UPdt.

Поскольку  продолжаются баталии насчёт типа реакторов, пояснztv. Дело в том, что в мире существует два основных типа классификации реакторов — американский и советский. Американцы в основном разделяют реакторы по типу используемого теплоносителя: вода под давлением, кипящая вода, воздух, газ, жидкие металлы и т.п. Модели реакторов они как правило тоже называют в соответствии с этой классификацией. То есть:

BWR — реактор, в котором теплоносителем является кипящая вода,
PWR — реактор с горячей водой под давлением,
LMR — жидко-металлический реактор,

и так далее. Ни конструкция реактора, ни тип замедлителя нейтронов в этой классификации НЕ ФИГУРИРУЮТ и вообще никак не учитываются! В СССР, и, в дальнейшем, в России, принята другая классификация, где основными признакамми являются вид теплоносителя и вид замедлителя нейтроном, но при этом опять-таки не учитывается конструкция реактора. То есть водо-водяной реактор — это ЛЮБОЙ реактор, теплоносителем в котором является вода, а замедлителем нейтронов — она же, а водо-графитовый реактор имеет воду в качестве теплоносителя, а графит в качестве замедлителя. При этом в СССР в названии модели реактора его классификация может фигурировать, как например в линейке ВВЭР, а может и вообще не упоминаться — как, например в РБМК.

Поэтому НЕЛЬЗЯ однозначно говорить, что, к примеру, реактор типа BWR не может являться водо-водяным — это то же самое, что говорить, что круглые предметы не могут иметь веса. ;) А теперь факты: советские реакторы модели РБМК (реактор большой мощности канальный) по американской классивикации являются реакторами типа BWR, а по советской — водо-графитовыми. При этом то, что это реакторы бескорпусные, не учитывает ни одна из классификаций и только вскользь говорит само его название (подавляющее большинство канальных реакторов — бескорпусные). Реакторы серии ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) по американской классификации называются PWR, а по нашей — водо-водяными. При этом они, как раз, являются корпусными.

На Фукусиме же стоит забавная зверюшка: производная от старого американского реактора типа BWR, которая имеет набор обычно не сочетающихся в мировой практике характеристик — это корпусной кипящий реактор (BWR), у которого основной теплоноситель — вода (пусть и кипящая), и она же служит замедлителем нейтронов, то есть по советской классификации он получается водо-водяным. Именно такое сочетание несочетаемого и приводит к путанице у комментаторов. И тем не менее реактор остаётся корпусным, кипящим и водо-водяным. Правда у него уменьшенный по размеру контейнмент, что, похоже, и привело к нехорошим последствиям.

UPdt2.

Реакторы были спроектированы с ошибками, подробнее тут

 

 

Еще записи на эту же тему:



3 коммент. к “Информация об устройстве реакторов на АЭС Фукусима”

  • Андрей | 15 Март, 2011, 20:29

    Температура кипения воды при абсолютном давлении 70 кгс/см2 примерно 284.51°С

  • Максим | 16 Март, 2011, 0:15

    Здравствуйте. Я по образованию с атомной энергетикой не связан, но почитав всякую информацию об АЭС не могу понять следующую вещь. В обычном ВВЭР при вскипании воды или повышении температуры реактор глохнет (отрицательный коэффициент реактивности). В фукусиме замедлитель тоже вода. Соответственно, он должен сам глохнуть от нагрева и испарения воды, так? Быстрые нейтроны должны вылетать из активной зоны не вступая в реакцию, так как без воды их замедлить некому. Происходит же обратное: плавление топлива, повышение температуры… А все попытки привести ситуацию в норму — налить туда обратно воды и отводить тепло. Что я понимаю не так?

  • Александр | 16 Март, 2011, 9:12

    Реактор за время своей работы накапливает осколки деления, которые тоже радиоактивны и выделяют тепло при своих превращениях. Таким образом даже после заглушения реактора он продолжает интенсивно нагреваться пока не выгорят осколки деления это время — до 10 суток и более (зависит от многих факторов) и все это время реактор необходимо охлаждать. Кроме того его необходимо охлаждать не быстро — иначе тепловые деформации также «порвут» его, т.к. это массивная конструкция. Реактор это не ДВС — заглушил и все остановилось…

Оставить комментарий (Зарегистрируйтесь и пишите коментарии без CAPTCHи !)

 
© 2008-2017 EnergyFuture.RU Профессионально об энергетике. All rights reserved. Перепечатка материалов разрешается при условии установки активной гиперссылки на EnergyFuture.RU.