2011 m. spalio 11 d., antradienis

Klausimai paskaitai apie ABWR technologijas

Turime 16 rimtų klausimų ketvirtadienio paskaitai. Klausimai išsiųsti paskaitininkams.


Reaktoriaus technologijų evoliucija

  1. Kokie pagrindiniai skirtumai tarp ABWR tipo ir senesnių BWR tipo reaktorių?

  1. Kaip skiriasi ABWR reaktoriuje naudojamo branduolinio kuro kiekis, išdegimas, sodrinimas lyginant su II kartos BWR ir kitų tipų reaktoriais? Kaip šie parametrai lemia susidarančiųjų radioaktyviųjų atliekų kiekį?

  1. Kokia naudojamo kuro, reaktoriaus neutronikos įtaka naudingo darbo laikui (Operating factor)? Koks šis laikas deklaruojamas ir yra pasiekiamas jau veikiančiuose ABWR tipo reaktoriuose? Kaip jis skiriasi nuo kitų reaktorių technologijų?

  1. Kokios sistemos ABWR technologijoje naudojamos reaktoriaus aktyviojoje zonoje užtikrinant saugią ir stabilią grandininę branduolių dalijimosi reakciją? Kaip šios sistemos patobulintos lyginant su II kartos reaktorių technologijomis?



Sauga

  1. Fukushima Daiichi jėgainės avarijos metu didelę atmosferos taršos dalį lėmė išmetimai iš ketvirtojo reaktoriaus panaudoto branduolinio kuro (PBK) baseinų. Ar ABWR technologijoje atsižvelgta į radionuklidų lokalizaciją avarijos PBK baseine metu?

  1. Ar numatomi ABWR technologijos pakeitimai po Fukušimos AE avarijos?

  1. Kaip numatyta spręsti ilgalaikio PBK saugojimo klausimus jau veikiančiose jėgainėse su ABWR reaktoriais? Ar jau aišku, kaip ši problema būtų sprendžiama Lietuvoje?

  1. Kokios pagrindinės ABWR technologijoje naudojamo reaktoriaus apsauginio gaubto (RCCV) dalys? Kuo ši technologija panaši/skiriasi nuo IAE avarijų lokalizavimo sistemos?

  1. Kokie patobulinimai ABWR reaktoriaus apsauginiame gaubte buvo atlikti lyginant su Mark I ir Mark II tipo BWR apsauginiais gaubtais?

  1. Iš ko susideda ABWR tipo reaktoriaus ECCS sistema? Kaip ši sistema patobulinta lyginant su II kartos reaktorių ECCS sistemomis?

  1. Kaip ABWR technologijoje išspręsta likutinės šilumos pašalinimo problema? Kokie patobulinimai atlikti lyginant su II kartos reaktorių technologijomis?

  1. Kaip ABWR technologijoje sprendžiama visiško išorinės elektros energijos tiekimo praradimo problema?

  1. Ar tiesa, kad veikiančių jėgainių su ABWR reaktoriais galia yra sumažinta nuo projektinės galios? Kodėl taip yra? Ar yra/bus padaryti patobulinimai?

  1. Ar iš apačios įkišami valdymo strypai yra patikimi avarijos metu? Kaip veikia strypų įkišimo mechanizmas ir kaip tai užtikrinama avarijos metu visiškai praradus elektros energijos tiekimą?

  1. Reaktoriaus korpuse įmontuoti siurbliai turėtų būti patikimesni už įprastus dėl sunkesnio priėjimo prie jų, aukštesnės spinduliuotės. Kuo ypatinga jų konstrukcija? Ar jie iš tiesų tokie patikimi?

  1. Kaip sekasi eksploatuoti keturis dabar veikiančius reaktorius? Ar pastebėti kokie nors dizaino trūkumai, kurie bus ištaisyti naujajame projekte?


Komentarų nėra:

Rašyti komentarą