Да я не про оперативную обстановку, а про тот же ВХР, как возможный источник водорода. Откроем статью И.В. Калиберды и Л.Г. Денисовой (НТЦ ЯРБ) "Влияние нейтрального кислородного режима на безопасность эксплуатации энергоблоков АЭС с РБМК" /Ядерная и радиационная безопасность, № 4, 2005 г. /. Читаем "...На большинстве западных АЭС с корпусными кипящими реакторами в качестве меры, направленной на предотвращение развития МКРПН, реализован в течение более 15 лет водородный ВХР... Для решения проблемы растрескивания под напряжением сварных соединений аустенитных трубопроводов корпорация США "Дженерал Электрик" рекомендует ВХР с дозированием водорода в питательную воду." И далее - "...В качестве основных направлений совершенствования водородного ВХР японских АЭС с BWR исследуется дозирование благородных металлов и подщелачивание." Либо уже был в теплоносителе, либо хранился где-то поблизости. Вот и возможный источник водорода!

Сообщение отредактировал Old Hamster - 17.3.2011, 11:44

При разрыве холодной нитки ГЦК + не работа активной части САОЗ + несрабатывание (или даже срабатывание) "нижних" ГЕ САОЗ - верхняя часть активной зоны оголяется и осушается , а когда достигнем срабатывания верхних ГЕ, то вода от верхних ГЕ черех верхнюю камеру смешения, БЗТ попадает на ТВС сверху - "читайте" на оголенную + перегретую активную зону.

Ответьте на вопрос - почему в PWR гидроемкости сливаются только в нижнюю камеру смешения? Они, что не знают, что вода идет туда, где меньше сопротивление или проблема комлплексная - из (минимум) двух зол 1) частичная потеря воды в разрыв или 2) разрушение ВКУ и корпуса выбирают меньшее.

По химии я не сильный спец., однако знаю, что растворенный в т/н водород, при полном его высвобождении не может создать условий детонации. Конечно он был в теплоносителе. Но не забывайте, блок 4 в ППР с полностью выгруженным топливом. Вряд ли при этом в контуре была вода. А если и была, то чистая. И холодная. И ничего из нее не могло выделиться уж точно. Нет источника тепла.
Баллон конечно мог быть (ППР все-таки). Как мог взорваться, из-за чего - не могу представить. Да и взрыв был, как я понял, в БВ (ну может рядом).
А химиков тут на форуме хватает, даже, как мне кажется с избытком. И про купорос уже все почитали и про трехвалентный феррум. И даже какие-то опыты обсудили. Не подумайте плохого -просто такое мнение.

Кстати, пена вместо воды - это более слабый термоудар при попадании на разогретую поверхность.

В Вашем сценарии а.з. оголяется частично, но не перегревается до 1200, ГЕ начинают сливаться раньше (60 кгс -ВВЭР1000) и активная зона не повреждается. Благодаря верхним ГЕ. Конечно, если их притормозить, подогреть как следует а.з., а потом слить, тогда конечно. Но ведь есть проектные ТЗБ по задвижкам. И я думаю мы ведь такие действия не обсуждаем?

Ребята, вы чего? При разрыве холодной нитки ГЦК уровень все равно остается над твэлами, давление до срабатывания пассивных САОЗ падает много быстрее, чем уровень понизится до оголения твэлов.

Решил проверить свои выводы расчётом и получается, что либо японцы - молодцы, очень качественно залили всё водой, и в ней осталась большая часть ПД, либо степень повреждения зоны на блоках 1-3 меньше заявленной (70% для ЭБ 1 и 33% для ЭБ 2, для ЭБ 3 не нашёл), либо и то, и другое.
Потому что иначе расчётные интенсивности облучения на границе АЭС (примем 1 км) с учётом выбросов с 3-х блоков были бы в 40-100 раз больше.

Есть ещё вариант, что сообщаемые уровни радиации занижены. Но не хочется в это верить...

Сообщение отредактировал ilya j. - 17.3.2011, 12:15

Последний вариант кажется убедительным. Но Вы учитывали, что а.з. повреждена, а степени разуплотнения ГО могут быть разными? Например, 70% повреждения а.з. и плотная ГО.

Сообщение отредактировал Nut - 17.3.2011, 12:20

Я исходил из того, что степень разуплотнения ГО на блоках 2 и 3 высокая (т.е. плотности нет), как это сообщают в сводках.

Только не в БВ. Для ВВЭР, именно такой сценарий определен как наиболее опасный, с точки зрения геометрии решетки стеллажей. Именно пена (плотность-замедляющие свойства).

Да, ещё я делал прикидки на состояние на конец кампании - возможно, толиво там свежее и накопленное количество ПД меньше.
Вообще все эти прикидки - дело неблагодарное. Скорее по привычке

Но 3- Вы не учитывали повреждение а.з.? Значит только 2-й? А если учитывать только выбросы из 2-го (я понял что по 3-му нет данных?) с полной разгерметизацией корпуса и ГО, то тогда сходится? Или тоже должны быть выше?

Для 3-го я брал повреждение 50% - среднее между 1 и 2.
Если учитывать только выбросы из 2-го с полной разгерметизацией ГО, тоже должны быть выше - раз в 30-40.

Цифры в моём сообщении получены так:
40 раз - это выброс 3 блоков с герметичной (до некоторой степени) ГО.
100 раз - это выброс при герметичной ГО на ЭБ-1 и негерметичными ГО ЭБ-2 и 3.

Естественно, основной вклад вносится блоками с негерметичной ГО.

Сообщение отредактировал ilya j. - 17.3.2011, 12:43

Давайте я отвечу прямее. Пена в БВ ВВЭР опасна с точки зрения подкритичности. Фукус конечно не ВВЭР, но принцип думаю может быть близким. Только мнение.

Спасибо. Только еще вопрос. Если все ГО герметичны (1-й вариант), то откуда выбросы? Наверное Вы не учитывали проектную утечку из ГО? Или Вы имели ввиду активность из БВ 4-го?

Сейчас уже нужно смотреть не на 2-ой и 3-ий реакторы (там уже повреждены корпуса и контайнменты, т.е. давление - сброшно), а на 1-ый. По состоянию на 16:00 (их время) 17 марта:
- а.з. - повреждена
- топливо - оголено до половины
- состояние корпуса реактора - неизвестно, но давление "стабильно"
- контайнмент - не поврежден, но давление в нем неизвестно

Как уровень подпрыгнет свыше текущих 64 мбэр/ч (на границе станции) - это "выдохнул" ЭБ-1...

Сообщение отредактировал MrNice - 17.3.2011, 12:52

...с учетом ровно и красиво стоящих стеллажей. А главное при наличии воды (а не пены). Все, извините.

Абсолютно герметичных оболочек не бывает. Величина проектной утечки из оболочки BWR мне неизвестна. Я считал, что раз персонал прибегал (и прибегает, согласно сводке) к вентиляции ГО, можно говорить об условной герметичности.

Опять же повторюсь - пусть даже ГО ЭБ-1 герметична на 100%, тогда выброс будет обксловлен ЭБ-2 и 3 с негерметичными оболочками.

Да, согласен. То что 1 бл. выдохнул, кажется не очень большой проблемой.

Нашел ссылку на интересный документик - копия "Boiling Water Reactor GE BWRA4 Technology Technology Manual", она не полная, но часть интересных нам сегодня систем есть. Заводское описание. Вот сcылка на pdf. Для примера - точки и высоты подключения датчиков контроля уровня в корпусе реактора:


И еще вот ссылка на Wiki - Boiling water reactor safety systems, английский язык, описание системы безопасности реактора, есть рассмотрение проектной аварии (Design Basis Accident, DBA), маленькая цитата:

Тут надо вникать, сам сейчас читаю, пытаюсь разобраться.