日中関係

＜欠陥（けっかん、 Defect）とは、理想状態を想定できる物事における理想状態との違いである。
自動車、建築物などの製品においては、設計時の設計ミスや製造時の組み立てミスなどによって組み込まれた不具合・問題点。＜＜


ほほおう。なかなか殊勝な事を言うでは内科。１００分の１７位は見直したぞ。


想定出来る理想状態を、想定するのは大変難しい事なのだが、この場合ある程度、夢や希望的観測が入ってしまうのは、やむを得ない。


原子力発電の場合における理想状態。

原子炉の出力を完全にコントロール出来る手段を複数持っている事。

具体的には、

①：出力を容易に上げる事が可能である事且つ、一定以上にはあげない事。
②：核反応は光の速さ（ナノ秒単位）で起こるので、制御棒のスピードではコントロール出来ない可能性が必ずある

ので、如何なる時にも負のフィードバックが働かなければならない。

③：部品は必ず壊れるので、全ての部品が全て交換出来る設計にしなければならない。特に、原子炉はα線、中性子線が出るので、劣化は速い。
④：稼働率を上げる為には、交換頻度はなるべく少ない方がよい。
⑤：放射能の被爆はなるべく少ない方がよい。1箇所に閉じ込める方がよい。


wikiにはこう説明されています。

＜①BWR（沸騰水型）において、何らかの原因で核分裂反応が増大すると、それに伴なって発生する熱エネルギーも増大する。
BWRの冷却材は原子炉内で沸騰しているので、増大する熱エネルギーに比例して冷却材中の蒸気の泡（ボイド）の量も増えてゆく。これは結果として冷却材の密度を低下させるが、軽水炉の冷却材は減速材でもあるため、冷却材の密度が減ると減速される中性子が少なくなり、そのため核分裂反応が減少していく。逆に核分裂反応が減少すると熱エネルギーが減って蒸気泡が減り、減速される中性子量が増えていくため、核分裂反応が増えていく。このような現象は負の反応度係数によるフィードバックといい、

BWR固有の自己制御性であり？核分裂反応の極端な増減を自ら抑えている？

BWRでは、この自己制御性を利用して？原子炉出力の短期的な制御を行っている？すなわち原子炉出力を上げたい時は冷却材再循環ポンプの出力を上げる？すると原子炉内を循環する冷却材の流量が増え（圧力が下がり）運び出される熱量が多くなる？結果として蒸気泡の量が少なくなり、（圧力が下がるけど）原子炉出力が上昇する？逆に原子炉出力を下げたい時は再循環ポンプの出力を下げると蒸気泡が多くなって原子炉出力が低下する。（圧力が上がりその後②へ）

因みに、負荷が増えると原子炉の温度が下がり？、泡が減るため核分裂が増加するので、負荷追従運転が可能？であるが、日本国内では行われていない。

またその原理上、②BWRの自己制御性には正の反応度係数がある。これは炉内の圧力が上昇すると、ボイドがつぶれるため減速材の密度が増加し、減速される中性子が増加するため核分裂反応が増加するというもので、BWRの弱点とされている。

しかし、実際の原子炉は、②正の反応度係数によるフィードバックの影響を抑制し、最大出力時に主蒸気隔離弁を急閉しても暴走しないよう設計されている。また、主蒸気管のヘッダーにこの急な圧力上昇を防ぐため逃し安全弁が数多く取り付けられている。＜＜

欺瞞に満ちた文章ですね。
まず①と②は全く矛盾しています。最初は①が起こるが、次第に②が起こる様になるのが欠点と述べています。
だから、②が起こらない様にしていますとの事。これの何処が根本的解決なのでしょうか？

火災が起きたらどうしようも無いので、火災が起きない様にします？でいいんですか？
どんな建物にも、非常口は必ず必要です。非常口の無い建物に行けますか。

チェルノブイリ事故は、核出力の上昇スピードに制御棒のスピードが追いつかない状況が生じてしまった。そういう状況を招かない構造にしなければ安全ではありません。

危険だから、稼働率があがらないのです。稼働率を上げる為には？？一杯の矛盾瀬戸際操作を行う？・・

＜また、主蒸気管のヘッダーにこの急な圧力上昇を防ぐため逃し安全弁が数多く取り付けられている。＜＜

これは、加圧水型にも備わっていますので、何の利点にもなりません。
因みに安全弁が開きっぱなしでは、スリーーマイル島の事故がそのまま起こってしまいますが。
結局、原子炉を制御しなければならないのです。

何か事故が起こった場合、重力に逆らい、制御棒を挿入すると言う構造自体が根本的欠陥なのですよ。フェールセーフでは無いです。

まだ有りますが。

これで、議論出来ますか？

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