vronfundel
Абониран потребител
Регистриран на: 19 Апр 2010
Мнения: 60
|
|
Чернобил как беше точно - извадки от книгата на А.С.Дятлов
|
|
|
|
Това са извадки от книгата на А.С.Дятлов
Има доста технически термини и факти но именно те са нужни за по-пълното и ясно разбиране на причините довели до аварията от 26 април 1986г.
В противен слуай се оказваме в положението на хора които незнаят за какво говорят или с други думи - празнодумци
Откъси от книгата:
Съкращения
α - алфа
β - бета
γ - гама
АЗ - аварйна защита
АР - автоматичен регулатор
ГОЕЛ- горивен елемент( на руски ТВЭЛ)
ГЦП - Главна циркулациона помпа
СУЗ - система за управление и защита
ОЗР - оперативен запас на реактивност
САОР - система за аварийно охлаждане на реактора
ПБЯ - правила за ядрена безопасност
ОПБ - общи правила за безопасност
МАГАТЭ - международна агенция по атомна енергетика.
Необходимо е за по-нантъшното разбиране на кратко да разкажа,какво е атомен реактор въобще и в часност РБМК-1000 (Реактор Большой Мощности Канальный - Реактор Голяма Мощност Канален)
снимки реактор и принцип на действие
Реактор разрез
принцип на работа
Свежото гориво виси в очакване 
ГОЕЛ-( рус-ТВЭЛ)
Реакторна зала
БЩУ -Блочен щит за управление
Атомния реактор на електороцентрала - е апарат за преобразуване на ядрената енергия в топлина.
За гориво в повечето случаи служи слабо обогатен уран. В природата химичиския елемент уран се състои от два негови изотопа:0.7% изотоп с атомна маса 235,а останалата част с изотоп с маса 238..Горивото се явява единствено изотопа на урана-235.При захват(поглъщане) на неутрон ядрото на урана-235 става неустойчево и по правилата на природата се разпада мигновено на две неравни части,което е съпроводено с отделяне на голямо количество енергия.В всеки акт на деление на ядрата се отделя енергия в милиони пъти по-голяма от колкото при изгарянето на молекулата на нефта или газа.
В такъв голям реактор като Чернобилския при работа на пълна мощност "изгаря" около 4 кг. уран за денонощие.
Отеляната при всяко деление на ядррото на урана се реализира по следният начин: основната част- в кинитична енергия на "осколките"(парчетата)от делението,които в процеса на забавяне отдават практически цялата си енергия в ГОЕЛ на реактора и неговата конструктивна черупка.Излизането зад пределите на черупката на някава част от осколките е недопустим.Ако погледнем таблицата на Менделеев,ще видим,че ядрата на осколките от делението имат излишък от неутрони и затова не са стабилни.И в резултат на β-разпад,претърпявайки радиационо превръщане,Те по таблицата на химическите елементи се преместват на дясно до стабилно положение.Този поцес , се съпровожда с изпускане на β - частици и γ - излъчване, всеки вид осколка си има своя биография и свой период на полу разпад.Имено тези осколки от делението се явяват голяма част от радиационото заразяване при авария при разрушение и взрив на ГОЕЛти.
При нормална работа на реактора β - частиците също не излизат зад пределите на ГОЕЛ и там губят своята енергия; γ - лъчението се поглъща в по-голямата си част във вътрешноста на реактора.
При прекратяаване на верижната реакция и спиране на реактора остаъчните от разпада горивни продукти още дълго време пренуждават да се охлаждат Горивните Елементи.
При всяко деление на ядрото на урана се изпускат два-три,сердно 2.5 неутрона.
Тяхнаъа кинитична енергия се поглъща от забавителите,горивото и конструктивните елементи на реактора аа селед това се предава на топло носителя.
Просто неутроните правят възможна верижната реакция на делението на ядрата на уран-235.
Ако един неутрон от всяко деление предизвика ново деление,то интензивноста на реакцията ще се задържи на едно ниво.
Голяма част от неутроните се изпускат веднага при делението на ядрата.Това са мигновенните неутрони.
Малка част ,около 0.7%,след не голям период от време, след секунди или десетки секунди,Забавени неутрони.Именно те позволяват да се управлява интезивноста на реакцията на ядреното деление на урана и да се регулира мощноста на реактора.В противен случай съществуването на реактора ще бъде проблематично-единственно атомна бомба.Останълата част от енергията на делението- мигновено гама - излъчваване,отделаяно непосредствено при делението, и енергията на неутрино,което ние никак не можем да видим или уловим.
Обичайно в енергйните реактори се използва не природен а няколко пъти обогатен с изотоп уран-235.Но все така голямата част е уран-238 и затова значително количество от неутроните се поглъща от неговото ядро. Ядрото на уран-238, след поглъщане на неутрон енеустойчиво и след двоен бета-разпад се превръща в химичеки елемент плутонй-239,който също е способен да се дели при поглъщане на топлини неутрони,както и уран -235.Свойствата на плутония като гориво се отличават от урана и при натрупването му след продължителна работа на реактора се променя и самата физика на реактора.Изхвърления при авария плутоний също дава своята лепта в заразяването на територията.при това надежа за неговия разпад няма (периода на полуразпад на плутонй-239 е над 24 хил. години)
Свойства на уран-235
- дели се при поглъщане на топлинен неутрон(неутрон с малка енергия) от ядрото му.
- при този процес се отделя голямо количество енергия
- Изпуска при делението неутрони необходими за самоподържане на верижната реакция
Уран-235 е основата на създането на атомните енергетични реактори.
Почти всички АЕЦ работят на топлинни неутрони тоест неутрони с малка кинетична енергия.
Неутроните след делението на урана или плутония претърпяват стадии на забавяне ,дифузия и захват от ядрата на горивото и конструктивните матеряли.Част от неутроните излитат извън пределите на активната зона-утечка.Едновремено протичат голямо количество деления, и следователно в работещия реактор винафи има наличие на голямо количество неутрони,сътавляващи неутрония поток,неутроно поле.
Изгарянето на ядреното гориво протича бавно, и за това в достатъчен дълъг период количеството гориво в реактора може да се счита за неизменено.
Тогава числото на погълнатите от горивото неутрони,а при това и числото на делящите се ядра и количеството получаема енергия, ще бъдат право пропорционални на неутрония поток в активната зона.Фактически задачата на операторите се състои в това да измерват и подържат неутрония поток съгласно изискванията за подържане на определена мощност.
Ако условно разбием неутроните деления на последователни поколения с количество неутрони №1, №2 и т.н., то при равенство на бороя неутрони при всяко поколение мощноста на реактора ще бъде постоянна, такъв реактор се нарича критически и коифициента на размножения на неутроните, ще бъде равен на отношенито на броя на неутроните от последното поколение към предишното поколение, равен на единица.
При коифициент по-голям от единица броят на неутроните и мощноста непрекъснато ще расте - реакторът е над критичен.
Колкото е по-голям коифициента на размножение, толкова по-голяма е скороста с която нараства мощноста.
В оперативната работа се ползва по правило не величината на коифициента на размножение - К ,а величината на така наречената реактивност -ρ ,която при К незначително различаваща се от еденица с достатъчно точност можем да кажем че са равни (К=1). В обичайната практика операторът си има работа с надкритичност или положителна реактивност която съставлява не повече от една десета от процента. При голяма реактивност скороста на нарастване на мощноста ства много голяма, опасна за цялоста на реактора и обслужващите го системи. Всички енергетични реактори имат автоматична АЗ, заглушаваща реактора при голяма скорост на увеличение на мощността. На реактора РБМК АЗ се задейства при скорост на нарастване на мощността в два пъти за време 20 секунди.
Решаващ момент. При деление ядрото на урана например 0.7% от неутроните се раждат не при делението, а със някякво закъснение. Те влизат в общото число неитрони на даденото поколение и по този начин увеличават времето на живот на поколението неутрони. Дялът от забавени неутрони обичайно се обозначава с β . Ако реактивността е висока ( по голяма от единица - положителна ) реактивността досига и по-голяма величина β , то реакторът става критичен единствено на мигновенни неутрони, скоростта на сменяемост на поколенията, която е голяма - определя времето на забавяне и дифузия на неутроните, и за това скоростта на увеличаване на мощността е много голяма. Защита в този случай няма - единствено разрушение на реактора може да прекъсне верижната реакция. Така както е било на 26 април 1986 г. на четвърти блок на ЧАЕЦ. Фактически от натрупване в активната зона на плутони и различията в свойствата на мигновенните и забавените неутрони в реактора РБМК величината β - ефективна се е равнявала не на 0.7%, а на 0.5%.
Реактор РБМК -1000 - това е реактор канален тип, забавител на неутроните - графит, топлоносител - обикновена вода. Горивната касета се състои от 36 ГОЕЛ, които са с дължина 3.5м. ГОЕЛ с помощта на дистанционната решетка са закрепени на централните носещи пръти, разместени в две окръжности : вътрешна окръжност 6 броя и на външна 12.
Всяка касета се състои от два реда по височина. ---------, активната зона има височина 7м. Всеки ГОЕЛ е пълен с таблетки уранов диоксид, разположени в херметична тръба от сплав от цирконий и нобий. За разлика от корпусните реактори, където горивните касети се разполагат в общ корпус, разчетени на пълно работно налягане, в реактор РБМК всяка е разположена в отделен технологичен канал, представляващ един вид тръба с диаметър 80 мм.
Активната зона на реактора РБМК има височина 7 и диаметър 11.8 м запълнена от 1 888 графитни колони, всяка от които с централно отверстие, където са монтирани каналите. От това число 1 661 - технологически канали с горивни касети, останалите - канали СУЗ, където са поместени 211 поглъщащи неутрони пръти и 16 датчика за контрол. Каналите СУЗ са равномерно разпределени в активната зона по радиално и азимутно направление.
Отдолу технологичните канали захранват топлоносителя - обикновена вода под високо налягане, охлаждаща ГОЕЛ. Водата частично се изпарява и във вид на пароводна смес се отвежда в барабан-сепаратора, където парата се отделя и отива към турбината. Водата от барабан-сепаратора с помощта на ГЦП отново се подава на входа на технологичните канали. Парата след отработване в турбината се кондензира и се сювръща в контура на топлоносителя. По такъв начин се затваря циркулацията на водата.
Ако приемем конструкцията на активната зона за неизменна, да видим къде отиват неутроните от деленията. Част от неутроните излизат извън предела на активната зона и се губят безвъзвратно. Част от неутроните се поглъщат от забавителите, топлоносители, конструктивните материали и продуктите от деленията на горивните ядра. Това е безполезна загуба на неутрони. Останалите се поглъщат от горивото. За поддържане на постоянната мощност количеството на поглъщаните от горивото неутрони също трябва да бъде неизменно. Следователно от изпусканите при всяко деление на горивните ядра два и половина ( средно ) неутрони на отечка и захват от неделящи се материали ние можем да загубим половината неутрони.
Това ще бъде критичен реактор.
Такъв реактор няма да може да работи, последните причини:при деление на урана се образуват ядра на различни химични елементи и сред тях в значително количество ксенон с атомно тегло 135, който претижава много голяма степен на поглъщане на неутрони.При вдигане на мощноста започва да се образува ксенон,и реакторът заглъхва.Така е било с първия реактор на Е.Ферми.
За компенсиране на този ефект и други също реакторът се зарежда с излишък от гориво, за да може при постояната утечка на неутрони и поглъщането им от неделимите матеряли ,да се запази нивото на неутрони поглъщани от горивните ядра.
За да не нараства постояно мощноста на подобен реактор в активната зона се въвеждат така наречените органи за въздействие на реактивноста,садържащи матеряли интезивно поглъщащи неутрони.Методите за компенсация могат да бъдат различни ние ще разгледаме само тези при РБМК.
В каналите на СУЗ се намират пръти съдържащи силни поглъщатели на неутрони - бор , с помоща на които се подържа необходимия баланс на неутроните, и следователно мощноста на реактора.При необходимост от увеличение на мощноста част от прътите се изваждат напълно или частично от активната зона, в резултат на което се увеличава нивото на неутрони ,поглъщани от горивото, мощноста нараства и прътите при достигане на нужната мощност пак се вкарват в активната зона.По правило ,новото положние на прътите за управление не е идентично с изходното- това зависи от изменението на реактивноста на активната зона при промяната на мощноста.
По правило ,новото положение на прътите не е индентично с изходното положение - това зависи от изменението на реактивноста на активната зона при изменението на мощноста - от коифициента на мощностната реактивност.(след тирето преводът на коифициента не е съвсем точен)
При необходимост от намаляване на мощноста в активната зона се вкарват пръти ,тоест въвежеда се отрицателна реактивност, реактора става подкритичен и мощноста започва да намалява.На новото ниво мощтноста се стабилизира от новото положение на прътите.Всичко това се осъществява от АР.Оператора с натискане на копче изменя установената мощност , а останалото прави регулатора.Итината е че в случая с реактора РБМК това не е съвсем така,а понякога и съвсем не така,-оператора е принуден със своете вмешателство да коригира работата на регулатора в основно по енергоотделянето в една или друга част на активната зона.
В ново построен реактор технологичните канали се зареждат със свежи "не горяли" горивни касети.Ако всичките 1661 канала се заредят с касети,то коифициента на размножение ще бъде толкова голям , че да се погаси с регулиращите пръти ще бъде невъзможно.За това 240 технологични канали вместо с горивни касети се зареждат с специални пръти поглащатели на неутрони. И още няколко стотин се поместват в отверстията на централните носещи пръти горивни касети.Според изгарянето на горивото тези поглъщатели постепено се извличат и заменят с горивни касети.При извличане на всички поглъщатели подържането на нужната реактивност на активната зона се осъществява с замена на най - изгорелите горивни касети с нови.Настпва режим на стационарно презареждане.
В реактора РБМК горивните касети се заменят при работещ реактор с помоща на специална презареждаща машина.В това време в реакто ра има напълно изгорели, свежи и полу изгорели горивни касети.Ето на този режим са разчетени количеството пръти за управлене и защита.
Всяка пръчка на СУЗ внася някаква реактивност , която зависи от положението и в зоната и формата на неутроното поле.При реактора РБМК реактивноста е прието да се измерва в пръти, ефективноста на един прът е условно равна на 0.05%. Както вече се разбра, скороста на увеличение на мощноста е по - голяма колкото по- голяма е неговата положителна реактивност.Сответно скороста на намаляване на мощноста е по-голяма при по-голяма отрицателна реактивност.
В резултат на нарушение на режима и неизправност в системите възниква необходимост от избягване на повреди и бързо да се заглуши реактора.
За това количеството пръти на СУЗ винаги е необходимо да бъдат в повече за привеждане реактора в състояние на нужната под критичност.Когато реакторът се намира в критическо състояние(критическо не означава катострофическо, а означава ,че неговия коифициент на размножение е равен на единица, и съответно реактивноста е равна на нула) обезателно трябва да има немалко количество пръти извън активната зона с готовност да се въведат в нея незабавно и да се прекрати верижната реакция.И колкото са повечето извадени прътите толкова по сигурно е ,че реактора при необходимост ще бъде заглушен бързо , с голяма подкритичност.
Това е верно за всички реактори проектирани според правилата за безопасност.
Във всички реактори по един или друг начинчаст от органите за въздействие на реактивноста са вуведени в реактора- това е нобходимо за манаврирането на мощноста.На пример при принудително частично снижение на мощноста времено се увеличава количеството на ксенона в реактора
(казват ,че реакторът е отровен с ксенон, ксенона е силен полгъщател на неутрони ), увеличението на количеството на полглъщателя на неутрони е необходимо да се компенсира с изваждането от активната зони на част от регулиращите пръти.Иначе реактора ще се заглуши и ще трябва да се чака разпада на ксенона.
В реактора РБМК при работа част от прътите СУЗ се намират частично или напълно в активната зона и намалят(компенсират) някаква висока реактивност.
Сега да определим пониятието ОЗР
Оперативен запас на реактивност - това е положителната реактивност която реакторът би имал при изваждане на всички пръти на СУЗ.
Както и нормален реактор ,реакторът РБМК запаса на реактивноста е необходим за маневра на мощноста.Още след аварията през 1975г на първи блок на Лениградската АЕЦ за РБМК бил определен минимален запас на реактивност от 15 пръти( 1 прът = 0.05%) изхождайкисе от необходимоста от реголиране на енерго отделянето в активната зона.А след Чернобил е намерена свършена глупост-абсурд- при малък запас АЗ не заглушава реактора а го ускорява.Колкото е по-малък запаса на реактивноста толкова е по- ядрено опасен РБМК.
Още такъв реактор с такива свойства няма.Можем да разберем ,че АЗ не се справя с заглушаването на реактора, но че сама ускорява реактора- такова и в кошмарен сън не се привижда.
Като и ОЗР в текста често ще се споменава паровия ефект на рактивноста и мощностния коифициент на рективноста.Ще изясним тези пониятия.
Нека реактора работи на някава мощност при неизменен разход на топлоносителя.В технологичния канал водата се нагрява до кипене и се появява пара.По реда на предвижването все повече вода в технологичния канал,отнемаща топлината от ГОЕЛти,се превръща в пара.При това положени при стационарен режим имаме в активната зона някакво количество пара.Сега да увеличим мощноста на реактора.Количеството топлина нараства и съответно и количеството пара в реактора ще нарастне. Как това ще повлиае на реактивноста на реактора - в посока на намление или увеличение- зависи от съотношението в зоната на ядрата на забавителя и горивото.Водата също се явява поглъщател на неутрони , като и графита, и с увеличението количеството на пара в активната зона остава все по-малко вода.Проектантите, водени видимо от икономически съображения, избрали такова съотношение на ядрата на забавителя и горивото в РБМК ,че пълната замяна на водата с пара довежда до увеличение реактивноста на реактора до пет- шест β .
С какво е страшно това? Например , при разрив на тръбата на топлоносителя с диаметаър 800мм. обезводняването настъпва след няколко секунди и бавно ходната АЗ не може да се справи с нарастналата реактивност( преди 1986 г времето за пълен ход на АЗ е било 25-30 сек -което е изключително бавно-днес е 15 сек мои бл.) . ВЗРИВ ,както на 26 април.Това не е всичко При увеличаване на мощноста тмпературата на горивото винаги нараства това води до намаляване на реактивноста. В реактора РБМК при измениение на мощноста,основно, два фактора влияят на реактивноста: отрицателния температурен ефект на горивото и положителния паров ефект.Те съставят и бързия мощностен коифициент на реактивноста - изменението на реактивноста при изменение на мощноста на един мегават(или киловат).Други ефекти на изменението на реактивноста в зависимост от мощноста са: температурния ефект на графита и отравянето на реактора с ксенон въпреки че има съществена величена се появява с голямо закъснение и на динамиката не влияе. При правелно конструиран реактор мощностния коифициент трябва да бъде отрицателен. Това означава , че ако при някакво смущение реактивноста нарастне а с нея ще нарастне и мощноста,а това води до намалението на реактивноста и мощноста се стабилизира макар и на по високо ниво.
При реактора РБМК мощностния коифициент беше положителен в голям диапазон от мощности- в нарушение изскванията на нормативните документи.
Това пряко повлия на възникването на аварията на 26 парил.
СЛЕДВА==>
ПРОГРАМА
Пълното и название е " Работна програма по изпитания на турбогенератор № 8 на Чернобилската АЕЦ в режим совместного выбега* с натоварване за собствени нужди"
(* - выбег - това е инерционото въртене на генератора след спирането на парата задвижваща генератора , идеята на опита е да се установи възможно ли е имено това инерционо движение на генаратора да осигури необходимото количество електроенергия за захранване системите на реактора - помпи , и други спомогателни системи, за определен период от време.)мой бел.
Нищо изключително в програмата няма, обичайна програма,нормално написана. Известност получила едиствено в връзка с аварията,която се случи повремето на провеждането и.Никаква техническа връзка няма между Програмата и аварията, чиста случайност, тях ги свързват недобросъвестни разследващи. Ако в последствие в началните минути на изпитанието се беше включила автоматично по някъкъв сигнал АЗ ( ако не вярвате на комисията и свободните писатели , че ние сме били блокирали автоматичните защити - те всички работеха в режим на мощност 200Мвт), то аварията щеше да се случи също по същия начин.
Ако беше станала аварията заради това изпитание , то всичко е просто - забранявасе провеждането и на други реактори и проблем няма да има. Но това не е така.
Критика на програмата
"Изпитанията по програмата не трябва да се считата за чисто елктрически, те са комплексни и засягат целия блок."
А кой ги е считал за чисто електрически? Сами ли са го измислили или са питали някого?Достаъчно е да се погледнат подписите под програмата , и въпросът ще отпадне от само себе си. Ако изпитанията са чисто електрически, то защо са подписите на ректорния цех, турбиния , горивната автоматика?
Съгласуване на програмата. Ето какво пише комисията Госпроматоменергонадзора в 1991г :
" Такива изпитания трябва да се квлифицират както комплексни изпитания на блока, и програмата за тяхното провеждане е целесъобразно да се съгласуват с Генералния проектант, Главния конструктор, Научните ръководители и органи за държавен надзор.
Също така действащите до аварията ПБЯ-04-74 и ОПБ-82 не изискват от ръководството на атомните станции да провеждат съгласуване при провеждане на такива програми с указаните по горе висши организации"
Аз считах ,за реда трябва да се съгласува, за което и казах на главния инженер. Съгласъване с външни организации - компетенцията на Техническия отдел на центарлата и главния инженер. Мен ме устройваха подписите които имаше.
Случила се е ядрена авария , апрограмата не е съгласувана с отдела по ядрена безопасност на центрлата.
Но извода е че повишената рекативност се получила не заради провеждането на изпитанието.
По нагоре названата комисия пише по този повод:
" Специфичната топлохидравлична особеност на запланирания режим се явявал повишен , относно номиналния, началния разход на топло носителя през реактора . Паро съдаържанието е било минимално при незначително недогряване на топлоносителя до температура на кипене на входа в активната зона. Всички оказнаи фактори , както се оказа, са имали пряко отношение към мащаба на проявленията при изпитания на ефектите ".
Тоест , по мнение на комисията , провежданата програма, ако и да не се явява причина за аварията то все пак и е повлияло. Не е така.
Когато разхода на топлоносителя е бил по-голям от номиналния , с реактора не имало никави специални случаи. Да и въобще цялата идеология е на проектантите и на нейната основа са съставени експлоатационите документи , включително и Регламента ,предписва разход " не по - малко" и никъде " не повече" . Разглеждайки всички документи , комисията не намери отклонения на параметрите от нормата, и такива нямаше до натискането на бутона АЗ. Но разхода на топлоносителя в това време беше вече равен на номиналния. А недогрева на топло носителя каъкъв е бил, какъвто и да е бил - персонала него не го регулира. Така , че за такива заключения комисията няма основание.
Мерки за безопасност. А какво гласи втория раздел на програмата? Съгласно него на резервно захранване се включват механизми които са напълно достатъчни не само за охлаждане на реактора но и даже за работа на мощност. Единствено слепец не може да види това. Никави ефекти на реактивност произлизащи по тези величини ,про обичайна експлоатация на програмта не се очакват и не биха имали връзка с нейното провеждане. Естествено операторите при това използват зялата експлоатациона докоментация.
Нивото на мощност . По програма нивото на мощноста е 700 - 1000 МВт. При нас преди провеждането и мощноста беше 200 МВт. Защо така се получи ще разкажа после. Но каква кост само ние хвърлихме в зъбите на нашите обвинители . И до този момент те продължават да я глозгат. Даже в грях въведоха съветските информатори МАГАТЭ. И те бедните съблазнени от добрия шанс да облеят с кал целия персонал, на чело с акедемик В.А Легасов пред лицето на целия свят излъгаха , че Регламента забранява работа на мощност по малка от 700Мвт. Защо така направиха? Просто след аварията се изясни , че малката мощност за реактора РБМК е най много опасна.
Какво бихме правили без академици и доктори? Кой би заподозрял в лъжа такива на вид солидни хора?.
Има програми, за които нивото на мощноста има значение. Такива като проверката на главните предохранителни клапани не може да се провежда на малка мощност , защото при отварянето на клапаните налягането в първия контур ще започне бързо да пада и това ще изключи ГЦП. За програмата "выбег ТГ" новото на мощноста няма никаво значение , а ние още в началото на опита се приготвяхме да изключваме реактора
(По инструкциите след провеждането на изпитанието реакторът е щял да бъде спрян за планов ремонт). Съгласно Инструкцията на централата по съставената програма е длъжно да се отбележи и мощноста на която ще се провежда. При съставянето на програмата ясност нямаше какво да се преави преди началото на опита, и ние установихме 700- 1000 МВт като максимална , а не минимална мощност. Когато мощноста падна при прехода на регулаторите , да я вдигаме нямаше нужда. И ние нищо ненарушихме въпреки утвържденията на всички комисии и информатори .
Изключване на системата за аварйно охлаждане. Тази тема отдавна е изчерпана. Още през 1986г. комисията на Г.А. Шашарин установи отсътвие на всякаква връзка на този факт с възникването на аварията.
Информаторите от МАГАТЭ твърдяха ,че с изключването на САОР е била загубена възможноста да се снижат мащабите на аварията.
Включването на 8 те ГЦП. Ние нищо с това не сме нарушили , има и в инструкциите такива режими. Няма технически съображения , препеядстващи паралелната работа на помпите с постояни обороти и със снижващи се обороти , захранвани от инерцията на генератора.Когато налягането в помпата падне то помпата ще бъде изключена от нейната защита. По нищо не се отличава от обичайното спиране на помпата.
Другите обвинения на критиците по пограмта ще поясня в хода на текста.
СЛЕДВА==>
Последната промяна е направена от vronfundel на Чет Май 06, 2010 6:19 pm; мнението е било променяно общо 1 път
|
Пет Апр 30, 2010 11:34 pm
|
|
|
Toreador
Ранг - Киев
Регистриран на: 08 Мар 2010
Мнения: 77
|
От мен едно голямо БРАВО и едно голямо БЛАГОДАРЯ!!! Информацията е много интересна, а снимките са супер!!! Продъжението естествено го очаквам с нетърпение 
|
|
Съб Май 01, 2010 12:23 pm
|
|
|
Sunny
Dictador
Регистриран на: 22 Апр 2006
Мнения: 1007
Местожителство: Някъде там ...
|
И аз се включвам с огромна благодарност за изчерпателният материал и ще очаквам с голямо нетърпение продължението.
_________________
|
|
Съб Май 01, 2010 6:55 pm
|
|
|
vronfundel
Абониран потребител
Регистриран на: 19 Апр 2010
Мнения: 60
|
Щв се опитам да вмъкна следващите части в първия пост , дано няма ограничение в дължината на мненията.
Следва "Програмата"-програмата по която се изпитвал 8ми ТГ на 4 ти блок на ЧАЕЦ.
"Как точно беше " доста дълга глава и "След взрива" описание на действията непосредствено при взрива по спомените на Дятлов.
|
|
Нед Май 02, 2010 4:37 pm
|
|
|
Toreador
Ранг - Киев
Регистриран на: 08 Мар 2010
Мнения: 77
|
Изключително интересно, давай давай насам 
|
|
Нед Май 02, 2010 4:40 pm
|
|
|
vronfundel
Абониран потребител
Регистриран на: 19 Апр 2010
Мнения: 60
|
Няма проблеми само да ги преведа
сигурно ще отнеме 2-3 седмици не ства бързо а матеряла е доста голям
ще ги пускам на части като сериал 
|
|
Нед Май 02, 2010 5:09 pm
|
|
|
Sunny
Dictador
Регистриран на: 22 Апр 2006
Мнения: 1007
Местожителство: Някъде там ...
|
Гарантирано ще е по--интересно от вървящите по телевизиите сериали.
П.П.
Ще те помоля да намалиш аватара си до максималните 200 по 200 пиксела.
_________________
|
|
Нед Май 02, 2010 6:27 pm
|
|
|
vronfundel
Абониран потребител
Регистриран на: 19 Апр 2010
Мнения: 60
|
С удоволствие ще намаля аватара си
само че не знам как 
пиши едно лс как точно става
ПП
благодаря
Последната промяна е направена от vronfundel на Нед Май 02, 2010 7:57 pm; мнението е било променяно общо 1 път
|
|
Нед Май 02, 2010 7:18 pm
|
|
|
Sunny
Dictador
Регистриран на: 22 Апр 2006
Мнения: 1007
Местожителство: Някъде там ...
|
Готово е 
_________________
|
|
Нед Май 02, 2010 7:29 pm
|
|
|
vronfundel
Абониран потребител
Регистриран на: 19 Апр 2010
Мнения: 60
|
2 ра та част е на лице
Сега ще почна превода на следващата доста дълга глва
ще я побликувам с някой съкращения които нямат пряка връзка с аварията или причините свързани с нея.
|
|
Чет Май 06, 2010 6:21 pm
|
|
|
S.T.A.L.K.E.R.
Ранг - Чернобил
Регистриран на: 12 Ное 2008
Мнения: 486
Местожителство: Припять...
|
Страхотно, давай в същи дух!
_________________
S.-->Scavengers
T.-->Trespasser
A.-->Adventurers
L.-->Loners
K.-->Killers
E.-->Explorers
R.-->Robbеrs
|
|
Чет Май 06, 2010 8:15 pm
|
|
|
Toreador
Ранг - Киев
Регистриран на: 08 Мар 2010
Мнения: 77
|
Мога да кажа само 
|
|
Нед Май 09, 2010 4:43 pm
|
|
|
Toreador
Ранг - Киев
Регистриран на: 08 Мар 2010
Мнения: 77
|
Абе не искам да ставам нахален, ама все пак ще се престраша и ще попитам...до къде стигна превода 
|
|
Съб Юни 26, 2010 2:53 am
|
|
|
vronfundel
Абониран потребител
Регистриран на: 19 Апр 2010
Мнения: 60
|
За момомента превода е в застой а и дълго време нямах достъп до интернет. 
Когато го почна ще ви кажа
|
|
Нед Авг 01, 2010 9:30 am
|
|
|
golfabitch
Нов потребител
Регистриран на: 26 Юли 2010
Мнения: 8
Местожителство: Ямбол,България
|
Супер информация
|
|
Пет Авг 06, 2010 11:31 pm
|
|
|
|
|
Иди на страница 1, 2 Следваща
Часовете са според зоната GMT + 2 Часа.
В момента е: Вто Дек 03, 2024 4:20 am
|
|
|
|
Powered by: phpBB © phpBB Group
|
|
