Продолжение по подключению ГЕ САОЗ.
В одном из последних номеров журнала "Атомная энергия" есть статья по "проблеме" залива горячей активной зоны сверху.
Зная, что ГЕ САОЗ (несмотря, что они пассивные системы) тоже иногда отказывают - зафиксировано при инцидентах с необходимостью их срабатывания ВАЖНО хотя бы представить, что будет при реализации такого сценария на ВВЭР, когда сработают только "верхние" ГЕ на уже осушенную активную зону.
На западных PWR ГидроЕмкости САОЗ подключены только на опускной участок - нижнюю камеру смешения.
Одна из причин токого проектного решения - это данные приведенные выше - высокая доля преобразования тепловой энергии в механическую при заливе СВЕРХУ.

Сообщение отредактировал barvi7 - 17.3.2011, 8:26

"Горячий" или "холодный" - понятия относительные. Коэффициент теплоотачи на работающем ВК-реакторе примерно в 1000 раз больше к-та теплоотдачи при естественной конвекции воздуха. Если у вас мощность тепловыделения на "сухой" ТВС в 1000 раз ниже, чем на "работающей на номинале", то температурные параметры примерно одинаковые.

Резюме. Охлаждайте ТВС в течение примерно 5-10 суток после останова (зависит от типа реактора) до спада тепловыделеия до 0.1% от номинала и ее т-ра не превысит проектных. Особенно критичны первые сутки. Но их, похоже, худо-бедно отстояли ("худо" - поскольку ВОЗМОЖНО было оголение верхней части АЗ с повреждением оболочки твэлов, частичным выходом продуктов деления)

Для точности. Если Вы про реакторы, там ситуация уже более-менее стабильная. На данный момент на повестке дня ТВС в бассейне выдержки блока №4, куда они были выгружены примерно 100 суток назад. По косвенным признакам, уровень воды в бассейне низкий. И один из способов, который сейчас делается - заливать здание с воздуха с расчётом, что вода доберётся до бассейна. Отсюда и возникла тема о возможных последствиях залива осушенных твэлов сверху. - Модератор.

Сообщение отредактировал AtomInfo.Ru - 17.3.2011, 8:51

5-10 суток после останова - мало.
Посмотрите на данные моделирования по прекращению циркуляции в БВ ВВЭР-1000. В течение 20-100 часов топливо оголяется и "разрушается".
Есть и "эксперимент" на АЭС ПАКШ в 2003 г., когда при промывке ТВС в "спецустройстве" и срыве циркуляции теплоносителя "несколько" ТВС были перегреты и "оплавлены". Хотя после останова прошло много более 10 суток.
Прошу MrNice подтвердить, что температура не превысит проектных.

Нет. Я как раз и про хранилища тоже: через 100 суток энерговыделение спадает более, чем в 1000+ раз. Т.е. вариант нарушения целостности оболочек твэлов - возможен ("распухание" отработанного топлива при снижений прочностных свойств оболочки (т-ра-то все-таки не комнатноая!)) -> выход продуктов деления в атмосферу (если ТВС оголена).

Посему уровень воды там нужен по 2 причинам: (1) понизить т-ру как можно больше и (2) "принять" продукты деления в воду (аккумулировать).

Не знаю, как на ВК, но у нас ТВС перегружались в хранилище через сухой контейнер уже через 2 суток после останова - повреждений оболочки (по косвенным данным) замечено не было.

Сообщение отредактировал MrNice - 17.3.2011, 9:29

Шо то у меня сомнения есть по поводу "моделирования": при тех уровнях тепловыделения, которые есть в выгруженных ТВС и испарить столько воды через 20-100 часов?

Если Вы поместите ТВС в термостат ("спецустройство"), то и после 100 суток выдержки она может получить повреждения.
Термен "оплавится" я бы не стал употреблять: плавление = хороший теплоотвод

Раз вспоминают Пакш.

У венгров есть модельная схема, что там было.



И модельный эксперимент. Фотографии имитаторов после эксперимента.



Глядя на фото, я бы и термин "оплавились" не стал бы употреблять. Ничего уж такого особенно страшного с имитаторами у них не случилось.

В 1980 году на РАЭС-1 (440 Мвт) после выхода на МКУ и проведения экспериментов Гидропресс настоял на необходимости расточки дроссельных шайб на линии впрыска от аварийных насосов в.д. Работы выполнялись с дренированием ГЦК до половины сечения холодных ниток, со срывом е.ц. Через 30-40 минут зона вскипала. Можно наверное экстраполировать эти данные на БВ.

Максимальная мощность на которой работал реактор до останова 10%

Сообщение отредактировал инженер_Гарин - 17.3.2011, 10:00

"Оплаввились" - в кавычках - проблема не в плавлении а в температуре. Повышение на каждые 100 С "скорость выхода" продуктов деления из топлива-таблетки увеличивается примерно в 3-10 раз (для разных изотопов). Поэтому и В Пакш - все , что могло выйти из топлива и разрушенную оболочку вышло. Не обязательно плавить - достаточно подержать некоторое время и на температуре до плавления - и ОЧЕНЬ МНОГО выйдет.

Сообщение отредактировал barvi7 - 17.3.2011, 10:04

Извиняюсь, а можно ли действительно где-то посмотреть. А то при слове "моделирование" меня, как бывшего оператора, несколько сомнения начинают охватывать. То, что я видел - не моделирование это, так "веселые" картинки. Уж из совсем простых вещей - динамика остаточной мощности ТВС - ни разу не видел, динамика изменения температур ОТРС без охлаждения - то же самое. Может, ситуация изменилась и все по-другому стало?

Вот с этим соглашусь на 100%. Сам хотел написать что-то подобное в связи с появившимися оптимистическими высказываниями. Залили японцы активную зону - прекрасно. Но температура уже успела побыть высокой, и этого для выхода ПД достаточно. Кроме того, насколько получившаяся конфигурация а.з. охлаждаема - неизвестно (могут быть спекания, блокировки проходного сечения - как следствие может долго сохраняться горячее "ядро" повреждённой части, тепло от которого понемногу передаётся на периферию).
Кроме того, раз были перебои в подаче воды в зону, могла быть вспышка пароциркониевой реакции при повторном заливе, иногда этого достаточно для разрушения твэл (мощность ПЦ реакции при этом на порядок выше остаточного э/в).

Я проводил моделирование подобных аварий для ВВЭР. Яркий пример - большая течь на 440/213 с работой ГЕ САОЗ и одного канала САОЗ ВД (надеюсь, упоминание не выльется в обсуждение сценария и его применимости). Важно, что, хотя а.з. и заливается в конце концов водой, временного повышения температуры твэл достаточно для разрушения 50% зоны и выхода из этих 50% всего, что можно (ПД). Мне кажется, на Фукусиме похожее развитие.

Повышение рад.фона на границе АЭС Фукусима в 10000 от естественного (я так вижу по сводке на сайте jaif) говорит в пользу этого.

Сообщение отредактировал ilya j. - 17.3.2011, 10:45

Скорее всего на тех энергоблоках, где КР уплотнён (те, что работали доЧП) фрагменты топлива внутри - снаружи летучие цезий и йод (ну и всё остальное, что летает). Не думаю, что морская вода свободно куда-то поступает - налаживают теплоотвод... А вот из БВ можно ОЯТ ждать и в виде фрагментов.

Приходится поступать так, потому что кризисного центра на площадке нет (это мы уже обсуждали вчера) и возможно даже убежищ нет.

На ВВЭР ГЕ САОЗ сливаются не на оголенную и не на перегретую а.з. Так, что с этой точки зрения все нормально. А вверх и вниз сделано из других соображений - место течи может быть или в хол. нитке, или в горячей. Если сделать что-то одно, то ГЕ САОЗ могут успешно слиться в дырку, не попав толком в а.з.

А если на ЭБ4 всё-таки поискать внешний источник водорода?

КЦ может и есть, но из него управлять нельзя (там не предусмотрены средства управления) - только информация, связь и принятие решений. Так во всем мире. Сейчас это целесообразнее делать не с площадки. А у японов он (КЦ) если и есть то скорее всего неработоспособен.

Поискать можно (особенно нам с Вами на форуме). Думаю вряд ли мы его определим точно, если и есть , то сомнительно, что такой большой (чтобы аж здания рушил). А главное, как-то не могу определить необходимость, для прогноза дальнейших событий, ну может быть. Думаю, все же у нас с Вами не хватит знаний оперативной обстановки для этого.

cluster,Nut. Если ,позволите ,добавлю.Возможно был,возможно и была возможность управлять. Упор на возможно и прошедшее время.То же относится и к убежищам.

Что есть КЦ? Имеется в виду РПУ? Требования на него есть, и еще как управлять можно. Вот где их оборудовали - вопрос.

Все правильно, но кориум то охлаждать надо. Обеспечить т/отвод от корпуса с внешней стороны, чтобы не проплавился, если на днище не образовалась корка (может там не быдло остатков воды как на TMI). А дальше? Для снижения выбросов из кориума надо бы пробовать покрыть его водой. Понятно, что это может привести к паровым взрывам, но наверное надо это делать не плюхая туда из пож.гидранта, а небольшими порциями, постепенно охлаждая. И дырки все из 1к пооткрывать при этом. И из ГО пар сбрасывать вовремя. Ну эта технология вся описана, все знают. Только вот не думали, что реально применять придется.

Встречный вопрос - Что такое РПУ? Простите нигде на отечественных проектах не встречал (может на РВМК?). КЦ - как писал чел., это кризисный центр. РПУ - Может Вы имели РЩУ (на ВВЭР), но об этом мы вообще не говорили.