Ув. модератор, пожалуйста удалите потом это сообщение, т.к. я ошибочно отправил его в ветку профессионалов, а не в новостную. Восстанавливаю пока только для того, чтобы был понятен смысл последующего ответа.

Киодо-ньюс

Агентство по атомной безопасности Японии повысило уровень серьезности аварии на АЭС Фукусима-1 с четвертого до пятого уровня по шкале INES.

Это можно оставить. Вы меня опередили, хотел тоже тут отметить факт повышения до INES-5. - Модератор.

Сообщение отредактировал AtomInfo.Ru - 18.3.2011, 12:37

Не знаю, как на Бушере, а при внедрении ТВСА в Украине БВ считался именно на "свежак" (аварийная выгрузка), поскольку Кбесконечное у свежака наибольшее и спадает с выгоранием топлива /даже несмотря на наличие интегрированного в топливо выгорающего поглотителя - он снижает скорость спада Кбесконечного, пока не выгорит сам/ и для всего диапазона плотностей воды без бора. Цитату из Д61 я привел ранее. Нарушения геометрии БВ не учитывались, учитывалась только группировка ТВС типа "максимальный/минимальный водяной зазор" в пределах недеформированных стеллажей.

Честно говоря, последние нескольких страниц я не понимаю, это какое-то обсуждение каких-то левых предположений на основании никаких исходных данных:
1. Возможность критичности бассейна - да с чего бы это вдруг?
2. Опять плавление в активной зоне - опять, да с чего бы это вдруг?
3. Выход остановленных реакторов на критику - снова опять, да с чего бы это вдруг?

Хоть какие-то основания говорить об этом есть?
По признаком - внешние признаки - где-то есть информация о фиксировании потока нейтронов? - нет. Где-то есть информация о обнаружении следов тяжелых изотопов? - нет. Только легкая мелочь по цезию и йоду, повержение целостности оболочек, и бог с этим, не та проблема.
По справочной информации - проектная подкритичность реакторов со всеми введенными стержнями - известна? И подкритичность бассейнов? Нет. Явно не хуже, чем у нас.
Расчеты с заливом, опорожнением, воздействиями, изменением геометрии, падением, смещением, "навалом" у некоторых аналитиков тут есть? Нет. Но 100% существуют, как и на наших АЭС и все им соотвтествует. ПБ-ЯТ-ХТ у них не хуже наших (вернее, наоборот, наши - это калька их, американских, мое мнение, как ОПБ вводили и откуда они взялись - еще помню).
Теплота плавления топливной матрицы - есть у некоторых аналитиков тут? 100% нет или цифры в студию. Будет у аналитиков удельная теплота, тогда считаем сколько надо мошности и сравниваем с тем, что есть. Только после этого выдвигаем теории. Сам я сравнил еще вчера. Умные люди - в проекте или ТОБе ихнем.
По разумности - если не поплавили на горячем реакторе в первый день, что о чем говорить через неделю на остаточной мощности менее 1%. Не о чем!
Возможность у моделистов из дома что-нибудь серьезное адекватно (подкитичность, распределение температур итак далее) посчитать при отсутствии программ и фактов есть - нет.
На все вопросы - ответы "нет". Тогда зачем воздух трясти?
Как старый бывший оператор, начальник смены и зам. по реактору говорю после прочтения половины сообщений - это для соседней ветки.

а есть ли вообще информация как произошёл аварийный останов этих 3 блоков?
1. механическими ОР без отказов? за штатное время? на BWR есть особенность срабатывания АЗ, не так как ВВЭР, не под действием сил природы(тяжести) а как раз наоборот. что при 9 баллов очени важно с смысле отказов (случай ATWS).
2. бором за гораздо большее время?
3. что они делали этот час пока работали дизели? расхолаживались или поддерживали горячее состояние + доведение концентрации h3bo3 до стояночной?
4. сколько там вообще каналов(ДГ) аварийного электропитания на блок, и сколько ДГ нормального электроснабжения? сколико вообще дизелей при отсутствии пассивных систем? ...седьмой день тянут кабель....... (no coments)

в открытом доступе 1% информации и это конечно правильно, что толку от лишних советов, не к чему отвлекаться, там полно высококлассных профи! которые знают проблеммы до запятой. и конечно же есть записи на бумаге, высококачественные фото, видео как внутри так и снаружи.

Конечно есть, в открытом доступе этого достаточно, например: Thermophysical properties of MOX and UO2 fuels including the effects of irradiation (Oak Ridge NL, Popov ...). Ага, нашел в сети: http://www.ornl.gov/~webworks/cpr/v823/rpt/109264.pdf

Теплота плавления около 70-80 кДж/моль (уран, МОХ - меньше), температура плавления около 3000 К, плавно снижается с выгоранием, теплоемкость топлива от 70 Дж/(моль*К) при 300 К до 160 Дж/(моль*К) при температуре плавления, меняется нелинейно, но для оценки достаточно и этого, если нужно, то в источнике есть и формулы для зависимостей и оценки погрешностей.

По большому счету, я согласен с вами, ничего там поплавиться не должно было успеть. Но эти оценки противоречат сообщениям ТЕПКО, поэтому и "обсасываем" экзотические варианты.

Вы сами все назвали - информации о ходе процессов на энергоблоках и их нынешнем состоянии 1%-10%, тогда по Вашему и обсуждать ничего не надо - ничего же не известно.
Практически всегда случается, то, что приводит к наихудшим последствиям - поэтому и обсуждаем-выдвигаем физически возможные процессы с "наихудшими" последствиями.
Есть отдельная ветка - только для новостей по Японии - ее можно читать спокойно и не трясти воздух
Сравните потом все свои с чего бы это вдруг с реальными событиями, кое-что наверняка подтвердится.

Сообщение отредактировал barvi7 - 18.3.2011, 15:17

На немногих доступных приличных фотографиях разрушений блоков видно "качественное" отделение арматуры от бетона.
Такие повреждения характерны для высокой скорости прихода ударной волны. (бризантности взрыва( более 2 км/сек)
Не очень похоже на воздействие паровым выбросом.
Водород очень похоже. Но на 4ом его недолжно быть..

В сообщании 83 на новостной ветке по информации "японской стороны" на 4 блоке "подозревают" был водородный взрыв (водород из БВ), который повредил "геометрию" БВ и опасаются возможной СЦР.
СЦР, как указывал выше viur, не запрещена и нашими "ПБЯ" при запроектных авариях с изменением геометрии БВ.

Вообще если я правильно понимаю вертикальную ось графика, то природный фон превышен в сто раз? Если это так, то это дофига, хотя и несмертельно. Примерно как Киев через месяц после Чернобыля. Зря по улице не ходить, в обуви в квартиру не заходить, одежду при возвращении с улицы переодевать и стирать, мыть голову и принимать душ.

Ну пара там и подавно не было

Мужики, по моим прикидкам в каждом из реакторов (за исключением, может, второго) за счет трехдневной прокачки морской воды уже должно по 150-200 тонн солей морской воды и борной кислоты находиться. Из этого количества порядка 25-30 тонн малорастворимых метаборатов Mg(BO2)2 и Ca(BO2)2. Может в этом часть проблемы и есть? Пространство в ТВС забило шубой из малорастворимых метаборатов и поэтому теплоесъем со стержней морской водой нормально не проходит...
Насчет БВ с отработанными и частью свежими ТВЭЛами ситуация похожая может быть.

Сообщение отредактировал VBVB - 18.3.2011, 16:25

Добавьте к этому неймоверное количество хлоридов...

Вот, нашёл в интернете: моделирование MECLORом фактически такого же сценария (обесточивания с незапуском дизелей) для BWR MkI.
Работа на аккумуляторах 8 часов, сброс через Relief Valve.

BWR MkI total loss of offsite power

Есть полезная информация для хронологии - до полного осушения а.з. 15 часов (слайд 6).
Через сколько времени на Фукушиме возобновили подачу воды в реактор?
Выход ПД тоже можно оценить (слайд 10). Но как показано, есть нюанс, связанный с конструкцией клапана.

Сообщение отредактировал ilya j. - 18.3.2011, 16:29

Фраза "150-200 тонн солей морской воды" именно и подразумевала и хлориды и сульфаты.

Сумарный "свободный объем" в коммуникациях реактора (условно 1-го контура) будет порядка < 100 м3, там 200 тонн соли не поместятся.
А то, что соль могла "осаждаться" на горячих местах, так это точно. По остальной части Вашей версии по "химии и физике" - поверю на слово.
В БВ как и в реакторе, если ТВЭЛы "оголялись", то на них будут "осаждаться" соли и бор.

Спасибо за величину свободного объема, поскольку я его величину просто не знаю (не ядерщик), а считал количество солей исходя из возможных объемов прокачиваемой воды и растворимости солей...
Значит меньше "накипи", только от этого легче не становится.

Сообщение отредактировал VBVB - 18.3.2011, 17:00

Это если морская вода там вся выкипела, в чём я лично сомневаюсь. Особенно сейчас, когда её льют на здание блоков без разбора.

Вот для этого я вежливо, как только мог , написал - не знаем - не выдумываем. Есть разумная теория - обсуждаем. Бред - молчим. Иначе, как дамочки. А на практике - всегда случается то, что положено, не к худшим или лучшим последствиям. С другим подходом - в отрасли нечего делать.

Жалко, что в открытом форуме реальные случаи обсуждать нельзя, вот тут бы мы нашли некоторые ситуации, из которых можно было кое-какие прогнозы делать, и быть ближе к теме - конечно не в таком объеме аварии, не дай бог ни когда и ни кому.

Содержательный доклад, не все понимаю по обозначениям на графике, но оптимизма не добавляет.
Теперь смотрим на диаграмму температур (слайд 11), меньше 2 часов на испарение воды до верха твэлов /если работа системы расхолаживания длилась меньше - время уменьшается, если есть течи, то еще уменьшается, если давление в корпусе выше, то чуть увеличивается/, затем еще час или чуть больше на полное оголение активной зоны... Пароцирконий начинается уже через час после начала выкипания воды в активной зоне /примерно 1200-1300 К, там как раз стрелочка показывает Top of core/...

Если, конечно, расчет правильный... В правильности есть сомнения, поскольку осыпание топлива и выход аэрозолей /не ГПД/ мы бы в этом случае получили уже на третьем часу после начала оголения зоны...