Зачем Вы пишите о том, о чем не имеете ни малейшего представления? Гугл и иноземные сериалы он смотрит
Первый реактор по проекту BWR-3, по которому построен реактор Фукусимы, был введен в эксплуатацию еще в 1965 году.
А первый энергоблок с реактором типа РБМК-1000, такой же как в Чернобыле, был запущен в 1973 году на Ленинградской АЭС.
При всех конструктивных отличиях, между реакторами типа BWR (Boiled Water Reactor), установленными на АЭС Фукусима и чернобыльскими реакторами типа РБМК существует одно важное сходство: оба этих реактора являются кипящими реакторами. В кипящих реакторах вода представляет собой смесь жидкой и газовой фаз. С одной стороны это дает массу преимуществ. Конструкция корпусного кипящего реактора гораздо проще, чем у реактора с водой под давлением: отпадает необходимость в парогенераторе, давление на корпус существенно меньше и т.д. Упрощение конструкции ведет к её удешевлению, поэтому неудивительно, что получили широкое распространение во многих странах мира.
Однако за всё приходится платить, и за конструктивную простоту кипящих реакторов приходится платить сложностью его нейтронно-физических свойств. В кипящих реакторах содержание паросодержание может меняться в широких пределах и из-за этого меняется способность воды замедлять и поглощать нейтроны. Тем самым меняется реактивность реактора - способность системы размножать нейтроны. При увеличении замедляющей способности реактивность растет, а при увеличении поглощающей способности реактивность падает, причем по абсолютной величине эффекты примерно одного порядка и знак результирующего эффекта может быть как отрицательным, так и положительным, в зависимости от соотношения количеств урана и воды в реакторе и расстояния между тепловыделящими элементами. Количественно эффект характеризуется паровым коэффициентом реактивности, если он положителен, то реактивность реактора растет с увеличением паросодержания и цепная реакция ускоряется, при отрицательном паровом коэффициенте реактивности с ростом паросодержания падает и цепная реакция замедляется. Таким образом, управление кипящим реактором усложняется, операторы должны принимать во внимание изменение паросодержания, чтобы не допустить излишнего разгона или торможения цепной реакции.
Установлено, что в канальных кипящих реакторах (типа РБМК) паровой коэффициент реактивности положителен, а в корпусных реакторах BWR - отрицателен. Положительность парового коэффициента реактивности ведет к неустойчивости реактора: с увеличением реактивности увеличивается мощность, теплоноситель разогревается, паросодержание увеличивается, что приводит к дальнейшему увеличению реактивности, то есть появляется возможность возникновения типичной петли положительной обратной связи. И это - один из фундаментальных недостатков реакторов РБМК.
Казалось бы, что отсюда следует устойчивость реакторов с отрицательным паровым коэффициентом реактивности, в частности реакторов BWR. Однако не все так просто. Например, перенос тепла от тепловыделяющего элемента к теплоносителю происходит не мгновенно, а за какой-то промежуток времени, и он зависит от разных параметров, например, от теплопроводности материалов активной зоны и скорости теплоносителя, поэтому при слишком бурном кипении реактивность может стать отрицательной и реактор начнет остывать из-за затухания цепной реакции. Остывание в свою очередь ведет к падению паросодержания и росту реактивности, то есть к усилению цепной реакции. Такие незатухающие или слабо затухающие колебания реактивности могут сильно осложнить жизнь, и не исключено, что они сыграли свою роль в развитии аварий на японских АЭС.
Интересно, что на первом энергоблоке АЭС Фукусима-1 имело место стравливание пара из контура теплоносителя в контейнтмент - защитную оболочку, которая окружает реактор. Неизвестно, сработали тут автоматика или это была инициатива оператора, но вскоре после этого произошел взрыв, который разрушил контейнмент. Впрочем, оговорюсь, информация о характере разрушения очень противоречива, и, не исключено, что эта противоречивость создается преднамеренно. После этого взрыва реактор начали заливать морской водой с примесью борной кислоты. Бор является сильным поглотителем нейтронов и его использование означает, что реактивность реактора никак не хочет снижаться. По-видимому, причиной взрыва послужило как раз стравливание пара: после падения паросодержания реактивность реактора начала расти и он пошел в разгон. Это привело к термическому разложению воды на циркониевых оболочках тепловыделяющих элементов ( твэлов) и взрыву водорода.
Кроме того, имеются проблемы еще как минимум на 5 энергоблоках: еще двух на АЭС Фукусима-1 и трех на АЭС Фукусима-2. Там тоже льют морскую воду в смеси с борной кислотой. По-видимому, следующая по степени серьезности ситуация складывается на 3-м энергоблоке АЭС Фукусима-1.
Сейчас, разумеется, нельзя делать какие-либо категорические выводы, но похоже на то, что значительная часть проблем возникла не из-за землетрясения, а из-за неудачной концепции реакторов BWR. Также нельзя исключить и промахи персонала и руководителей, которые в подобной ситуации вполне ожидаемы, но которые отнюдь не способствуют решению проблем. Более того, как мне кажется, землетрясение сыграет роль своего индульгенции, которые получат те, кто не заинтересован в выяснении причин случившихся аварий.
Вы плохо думаете о советских ученых. Более удачные и безопасные отечественные реакторы типа ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) были разработаны в СССР одновременно с РБМК. Но на заре строительства АЭС в СССР предпочтение больше отдавалось РБМК, потому что он не требует сложных, дорогих металлоконструкций и в него можно загружать топливо не останавливая реактор. Хотя ВВЭР тоже строили и сейчас их построено уже в 2 раза больше чем РБМК.
Это сообщение отредактировал ravencrow - 4.05.2022 - 15:57
yaplakal.com