Сьогодні озвучу думки стосовно нещодавніх ударів по паливних терміналах і об'єктах нафтової промисловості.

Це гарна тенденція , яка дуже сильно б'є по логістиці , в плані забезпечення паливом. І це стосується не лише колісної/гусеничної техніки , а і авіації.

Бо 90% авіаційного палива , це високооктанове паливо. Яке виробляється на специфічних об'єктах нафтової промисловості і відповідно у зв'язку з специфікою його виробництва, його об'єм кратно менше ніж об'єм умовного дизеля чи бензину.

Порушення логістичних шляхів забезпечення паливом - не зупинить техніку і авіацію . Але ускладнить їх забезпечення паливом і відповідно збільшить час на підготовку до вильотів.

Очевидно, що це не останні удари по таким об'єктам .

Про ангари, звалища та паркмайданчики: стисло про деякі застереження щодо російських військових баз зберігання.
https://drukarnia.com.ua/articles/pro-angari-zvalisha-ta-parkmaidanchiki-stislo-pro-deyaki-zasterezhennya-shodo-rosiiskikh-viiskovikh-baz-3BSIF

Сьогодні дуже важливий день, день коли активна зона РБМК-1000 4-го енергоблоку ЧАЕС розплавилась, що призвело до всім відомої трагедії.

Сьогодні буде декілька постів на такі теми :
Чому це сталося ? (Бо дуже багато людей взагалі дупля не ріжуть , а научпоп у нас це мрак)

Основні проблеми подібних аварій і методи боротьби з ними.

Чи могло це повторитися на інших АЕС? (Ні)

Почну з того, що таке РБМК-1000 і для чого совку потрібно було 2 типи реакторів : ВВЕР-1000 і РБМК-1000.

Так от , РБМК-1000 - це Реактор Большой Мощности Канальный - 1000 (мВт) .

Він створювався в першу чергу для напрацювання ізотопів і продуктів розпаду урану. Які в подальшому використовувались для створення атомної зброї та спеціальних елементів живлення.

Відповідно для цього необхідно, щоб будівництво і експлуатація такої АЕС була максимально низькою - про це ми поговоримо далі .

Перейдемо до конструктиву і особливостей будови.

Як ми вже знаємо, що для напрацювання ізотопів і продуктів напіврозпаду необхідно мати низькі експлуатаційні витрати то це очевидно відобразилося на конструктив.

Якщо порівняти типову будову ВВЕР-1000 і РБМК-1000 , ми можемо помітити, що банально конструкція реакторного залу в РБМК-1000 має дах з листового металу, який очевидно не забезпечує хоч якийсь захист в разі аварії. Сам реактор в РБМК-1000 не ізольований в окремому бетонному корпусі по аналогії з ВВЕР-1000, що знову таки не сприяє стресостійкості.

Цих двох прикладів поки достатньо для базового розуміння різниці в конструктиві енергоблоку

Стосовно конструктиву безпосередньо реактора - ми поговоримо далі .

Будова безпосередньо цих двох реакторів теж дуже сильно відрізняється і знову таки РБМК-1000 максимально здешевлений.

Він не має власного стального корпусу , він монтується скажем так в бетонний стакан.

В той же час ВВЕР-1000 маючи власний корпус монтується в окремий бетонний стакан який додатково ізолює ще гермооболонка реакторного залу.

Далі ми порівнювати їх не будемо , а перейдемо безпосередньо до будови РБМК-1000 і його деяких проблемних моментів.
Не бачу доцільності розписувати всі конструктивні недоліки.

Так от перейдемо до проблем РБМК-1000:
1. Відсутність як такої гермооболонки реакторного залу.
2. Реактор знаходиться в бетонному "стакані" з "кришкою"
3. Водяні насоси знаходяться нижче безпосередньо реактора , що унеможливлює пасивну подачу води.
3а. Схема циркуляції води не передбачає реверсу.

Щоб керувати реактор необхідні спеціальні стержні різної конструкції з різними цілями .

Я узагальню все , для кращого сприйняття.
*Детальні розбори давно зроблені комісією в 1990-му*

Так от як ми знаємо, що на 25.04.-26.04 1986-го року був запланований експеримент/тест на можливість забезпечення/відновлення роботи реактора у випадку зупинки подачі пару на турбіну парогенерптора/її зупинки.

В ході підготовки до цього експерименту/тесту - необхідно було знизити потужність реактора, до приблизно 700 мВт (теплова потужність, робоча складала ~3000 мВт , з яких 1000 мВт - електрогенерація , все інше - тепловий надлишок , що використовувався , або скидався в озеро/річку) для більшої контрольованості .
Але у зв'язку певних хімічних і атомних реакцій - реактор почав поступово втрачати потужність. Скажу просто - при низькій потужності утворюються ізотопи та продукти напіврозпаду з такими характеристиками які перешкоджають нормальній роботі реактора (умовна "йодна яма" , "отруєння реактора" радоном/...).

І от такий процес запустився в нашому РБМК-1000 , тому все дійшло до того, що реактор ледь не повністю зупинився (не виділяв тепло).

І для того, щоб все повернути до необхідного для проведення тесту/експерименту рівня було прийнято рішення вилучити/підняти певну кількість контролюючих стержнів .

*Маленька ремарка з приводу принципу їх роботи : у вас є відро з великим кип'ятильником і водою , для того щоб не допустити закипання води ви можете вставити декілька металевих трубок/стержнів - які будуть забирати тепло з води на себе. Уявимо , що тепло з цих металевих стержнів зникає для кращого розуміння. І от чим більше ви таких стержнів вставите в воду - тим менше буде температура води - у зв'язку з відбором тепла стержнями.

На АЕС ці стержні регулюють швидкість і активність реакції поділу (поглинають нейтрони які безпосередньо провокують розпад ядер урану) .


Вилучення/підйом цих регулюючих стержнів дав бажаний результат, реактор вийшов на потужність близьку до 700 мВт.
Але все ще поступово втрачав її , у зв'язку з накопиченням "шкідливих" ізотопів і продуктів напіврозпаду.
Через це, знову було прийнято рішення підняти майже останні контролюючі стержні . Що спричинило стрімкий ріст потужності - який звісно нікому не хотілося б мати .

І для того, щоб зупинити його, прийняли рішення провести аварійну зупинку реактора (опустити всі контролюючі стержні) , але це призвело до зворотнього ефекту на декілька секунд
(Суть ефекту була аналогічна до додавання води в киплячу олію)
Після чого і сталося розплавлення активної зони і паровий котел вибухнув - зруйнувавши все довкола себе.

Чому ж стався цей стрибок потужності при аварійному опусканні контролюючих стержнів?

Вся проблема була в їх конструкції , де наконечники - які йдуть першими , були виконані з матеріалу який пришвидшує реакції поділу . Хоча основна частина стержнів - якраз таки поглинає нейтрони.

Ось так все сталося в максимально спрощеному вигляді.

Оскільки при детальному аналізі, там було надзвичайно багато факторів які зійшлися в одному місці і призвели до того , що сталося.

От ми і дійшли до кінця першої частини.
Можемо зробити декілька висновків вже зараз :
Навіть враховуючи недоліки конструкції стержнів управління реактор при наявності гермооболонки реакторного залу - з величезною долею ймовірності всі продукти напіврозпаду з жерла ядерного котла не потрапили в зовнішній простір.

За наявності власного герметичного корпусу РБМК втратив би велику кількість енергії лише на його руйнування, що зменшило б енергію і об'єм викинутих продуктів напіврозпаду з реактора , навіть за умови відсутності гермооболонки.

Наявність можливості пасивної/реверсивної подачі води дозволила б без застосування всіх контролюючих стержнів знизити активність реактора. Що дозволило б при почерговому залученні контролюючих стержнів заглушити його.