Użytkownik "Konrad Anikiel" napisał w wiadomości
On Friday, 30 November 2012 14:31:32 UTC, J.F wrote:
>> Takie prototypy, na ktorych wszystko sprawdzono.

>Rozwala się to co doszło do krańca swojego technicznego życia,
>zgodnie z procedurą ustaloną jeszcze przed złożeniem wniosku o
>licencję na budowę.

Czyli podsumujmy - robilem np reaktory 700 i 900MW, teraz klient
wymaga 1100MW, wiec wypelniam pare ton papierow, uzyskuje licencje,
buduje, uruchamiam ... i ten reaktor pracuje u klienta dopoki sie nie
zepsuje, lub przewidziany czas nie minie.

To ja to nazywam "testowanie na kliencie" :-)

>Jeśli coś zamknięto z powodów innych niż zestarzenie się, to to
>niekoniecznie równa się skasowaniu.
>Reaktory chłodzone gazem to dobry przykład, bo w nich poziom
>promieniowania jest bardzo niski. Po usunięciu paliwa można taki
>obiekt uznać za zdolny do >uruchomienia w późniejszym czasie, bo
>degradacja własności materiałów konstrukcyjnych z powodu resztkowego
>promieniowania jest na zaniedbywalnym poziomie.

Nie bardzo rozumiem - dlaczego niskie promieniowanie ? Mniej wiecej
takie samo powinno chyba byc - moc powiazana ze strumieniem neutronow
?

> Niemniej jednak to co dożyło kresu planowej eksploatacji jest
> poddawane decomissioning-owi zgodnie z tym co ustalono w
> dokumentacji obiektu. Zapewniam Cię że żadna administracja energii
> jądrowej w żadnym kraju nie wyda pozwolenia na budowę jeśli we
> wniosku nie ma planu usunięcia pozostałości po wyeksploatowanym
> obiekcie. Plan, owszem, bywa rozpisany na dziesiątki lat, ale w
> żadnym przypadku nie jest to, jak mówisz "staniem i czekaniem na
> lepsze czasy".

No, sledzac pare linkow ktore podawalem, mozna sie natknac na stojace
reaktory i podany ich koszt rozbiorki.
Nie wiem - dawniej procedura byla inna, czy to kwota wynikla z planu,
czy moze jedna kwoty brakuje, a im dluzej stoi tym koszta mniejsze :-)

>> Chcialbym zobaczyc przyklad wyliczen, moga byc nawet jakies
>> przykladowe czy pogladowe, jaki sie sprawdza/zapewnia ze reaktor w
>> ogole bedzie pracowal. I ze sie da wylaczyc.

>Zatrudnij się w Siemensie, oni tam robią- ponoć najlepszą- automatykę
>do niuków. Sam reaktor wcale nie musi być stabilny ze swojej natury.

Ale mnie nie o stabilnosc chodzi, tylko o zakres regulacji niezbedny
do stabilizacji pracy.

>> No chyba ze sie tego nie liczy, tylko doklada po jednym precie
>> paliwowym i sprawdza co sie dzieje.
>> Ale to chyba tylko w RBMK mozliwe ...
>W Twoich snach...

Ale co w moich snach - ze sie doklada po jednym precie czy ze RBMK to
mozliwe ?
Ze sie nie doklada to mam nadzieje :-)
Zreszta w innych reaktorach to chyba skomplikowana operacja.

Ale to nie odpowiada na moje pytanie - jak sie liczy warunki pracy
przyszlego reaktora ?
Bo jednak wspolczynnik powielania i zakres regulacji musi byc
odpowiedni.

>> Nie jestem pewien tego awaryjnego wylaczania - czy to tylko w
>> Czernobylu, czy we wszystkich nie sprawdzone, i grozi tym samym w
>> innych miejscach.
>Skopana była procedura uruchamiania i testów. Bo trzeba było
>przytargać generator pary (gazowy), na nim wstępnie uruchomić i
>przetestować turbinę, a dopiero >wtedy uruchamiać reaktor. Każda
>wyspa ma obowiązkowy "design case" który się nazywa PCU trip. A że
>praktyka była taka że testowało się turbinę w ogóle nie >wnikając co
>się dzieje z reaktorem- to co to ma wspólnego z projektem?

No ale czekaj - czyz wlasnie nie poponujesz testowania turbiny
niezaleznie od reaktora ?

Przypomne sprawe http://en.wikipedia.org/wiki/Chernobyl

"Since cooling pumps require electricity to cool a reactor after a
SCRAM, in the event of a power grid failure, Chernobyl's reactors had
three backup diesel generators; these could start up in 15 seconds,
but took 60-75 seconds]:15 to attain full speed and reach the
5.5-megawatt (MW) output required to run one main pump.[19]:30
To solve this one-minute gap, considered an unacceptable safety risk,
it had been theorised that rotational energy from the steam turbine
(as it wound down under residual steam pressure) could be used to
generate the required electrical power. Analysis indicated that this
residual momentum and steam pressure might be sufficient to run the
coolant pumps for 45 seconds, bridging the gap between an external
power failure and the full availability of the emergency generators."

A kolejna rzecz ... albo wczesniej nie pisali, albo mi umknela:
"This capability still needed to be confirmed experimentally, and
previous tests had ended unsuccessfully. An initial test carried out
in 1982 showed that the excitation voltage of the turbine-generator
was insufficient; it did not maintain the desired magnetic field after
the turbine trip. The system was modified, and the test was repeated
in 1984 but again proved unsuccessful. In 1985, the tests were
attempted a third time but also yielded negative results. The test
procedure was to be repeated again in 1986, and it was scheduled to
take place during the maintenance shutdown of Reactor Four."

No to zachodzi pytanie - czy inne podobne reaktory mialy szybsze
diesle, czy tez polegaly na turbinach ... tylko ze u nich test
przeszedl pozytywnie.
Czy moze wszystkie grozily przegrzaniem w razie awaryjnego wylaczenia.
A moze nie tylko przegrzaniem ale i wybuchem, w nie/sprzyjajacych
okolicznosciach.

J.