АЭС Фукусима, Ветка с жёсткой модерацией Опции

[сергей]

Также можно,сравнивая Р и Тs,зная конкретное место нахождения ТС и ТП ,предположить о характере среды в данной точке (пар или жидкость).Ну ,например как контролируют наличие паровой подушки в КД.

[17th Guest]

А где можно посмотреть тайминг событий на Фукусима-1, желательно с действием персонала (хотя бы то, что общеизвестно)?
А на русском?

[alex_bykov]

Боюсь сказать, но правильно и сделали, что не пустили. Если ИХ начальник, докладывая премьер-министру страны о понимании ситуации на аврийной АЭС, цветными фломастерами (на ТВ-камеру!) рисует иллюстрации к "Китайскому синдрому" - нафиг-нафиг таких спецов:

11.03.2011 14:46 - АЗ
11.03.2011 16:36 - останов дизилей
12.03.2011 20:20 - подача воды в Р-1
13.03.2011 11:55 - подача воды в Р-3
14.03.2011 19:20 - подача воды в Р-2

Т.е.:
- первые (самые сложные!) 2 часа реаторы охлаждались"нормально"
- затем выкипание т/носителя в течение суток-двое (100-200 кубов) до оголения верхней части зоны
- затем поддержание уровня воды в корпусах (1.2-1.7 м от верха)

Все эти данные есть в открытом доступе NISA. На английском языке (не на японском!). Работа японцев абсолютно профессиональна (в сложившихся условиях). А профессоналу помогать - только мешать...

Поправка. Для выкипания 100 кубов даже на 1-м энергоблоке (он наименее мощный и остаточное э/в у него наименьшее) нужно около 2 часов, там где-то куб в минуту выпаривается в это время. Еще около получаса на подъем температуры оболочки до паро-циркония.

[Rajvola]

А если же ТВС размещены в двухярусных стеллажах ( моё предположение, точно не знаю)

Обсуждалось уже, что ворота в канал для перезагрузки стержней слабые, герметизация требует поддува воздуха. На американской АЭС из-за потери поддува вылилась половина воды из БВ. Это оголило бы напрочь весь верхний стеллаж. В такой риск вряд ли играют даже самураи (это мнение полного дилетатнта по АЭС и по Японии)

[ilya j.]

Боюсь сказать, но правильно и сделали, что не пустили. Если ИХ начальник, докладывая премьер-министру страны о понимании ситуации на аврийной АЭС, цветными фломастерами (на ТВ-камеру!) рисует иллюстрации к "Китайскому синдрому" - нафиг-нафиг таких спецов:

11.03.2011 14:46 - АЗ
11.03.2011 16:36 - останов дизилей
12.03.2011 20:20 - подача воды в Р-1
13.03.2011 11:55 - подача воды в Р-3
14.03.2011 19:20 - подача воды в Р-2

Т.е.:
- первые (самые сложные!) 2 часа реаторы охлаждались"нормально"
- затем выкипание т/носителя в течение суток-двое (100-200 кубов) до оголения верхней части зоны
- затем поддержание уровня воды в корпусах (1.2-1.7 м от верха)

Все эти данные есть в открытом доступе NISA. На английском языке (не на японском!). Работа японцев абсолютно профессиональна (в сложившихся условиях). А профессоналу помогать - только мешать...

1. Есть подозрение, что нормально реакторы охлаждались не 2, а 2+8=10 часов (8 часов на АКБ).
2. Нету там суток-двое на выкипание до оголения верхней части зоны , как и 100-200 кубов воды над а.з. (дай Б-г, во всем реакторе 200 кубов). Если бы были - не было бы проблем с повреждением а.з. и выходом ПД. Я выше выкладывал моделирование такой аварии на BWR - уж в части выкипания сомнений в достоверности нет (это термодинамика). Так что не нужно никого вводить в заблуждение. Сначала разберитесь в вопросе.

[nakos]

- по врезке датчиков, несколько страниц раньше. -1700 мм = -67", это выше верха активной зоны. А вот физически как сейчас меряют и как это сопрягается и с питанием панелей на БЩУ и питанием первичных датчиков и с их целостностью после залива всего, чего можно водой - интересный вопрос. Так же как и с давлениями. Хорошо бы если кто видел хоть какую информацию об этом. Мне не удалось.

Почему выше верха АЗ?
Distance from the top of fuel
К тому же они не меряют в отрицательных дюймах, у них 0 на дне сосуда
Да и зачем NISA публиковать данные, ничего не говорящие публике? Вот они и пересчитали в удобоваримом виде.

Достоверной инфы по поводу того, как измеряют, я тоже не встречал, но думаю, запитывать БЩУ нет смысла, подключаются к конкретным датчикам.
Что до моей версии крена реактора, то, судя по картинке из BWR Technical Manual, труба отвода воды находится где-то на 100 см ниже верхушек ТВС (это известный баг ранних BWRов, ликвидированный в ABWR). Я мерял линейкой по картинке на мониторе, чертёж с точными размерами я нагуглить не смог.
В принципе трубу запросто могло сорвать...
Смущает так же, что уровень на 3-ем не поднимался выше -1500 с момента взрыва. С чего бы это?
Как они подают морскую воду - тоже загадка. Если всё обесточено...
Вопрос людям, работающим на реакторах: каков принцип работы датчиков уровня воды?

[al2009]

Да вот, полюбуйтесь на эти холмы вокруг станции

Sorry, ошибся ( визуально ) со знаком угла наклона холмов ...
Вы правы.

Тогда непонятна причина почему янки заставили джапов возвышение срыть.
Плохая "фундаментная" почва... или
существовавшие на от момент типы насосов аварийного охлаждения не имели достаточного
запаса по производительности из -за малейшего перепада высот ( длине входной магистрали ) ????

Аварийные насосы охлаждения, как я понимаю, были размещены в помещении вместе с дизелями резервного питания????

Ввиду практически недельного срока попытки прокладки резервной стационарной нитки питания от централизованной системы энергоснабжения - у джапов ТАКОВОЙ не было в проекте Фукусимы ???

[сергей]

Для nakos
Пересчет Р столба жидкости в показания уровня.Более подробно :А.Ф. Попов "Теплотехничкский контроль на атомных станциях " Ну и ,если интересно :В.И. Сидоров ,Г.П. Мищенко "Температурные измерения на АЭС".

[VBVB]

Есть хороший 370 страничный документ "Nuclear Fuel Behaviour in Loss-of-coolant Accident (LOCA) Conditions" на сайте NEA. Множество таблиц таблиц графиков и цифр полезных. Может пригодиться для понимания происходящего. Про поведению топлива в BWR при нехватке охлаждающей жидкости немного написано, но выводы в общем сделать некоторые можно.
http://www.oecd-nea.org/nsd/reports/2009/nea6846_LOCA.pdf

[birt]

Сейчас, по данным оператора станции, завершается подготовка по охлаждению 4-го реактора, вблизи которого несколько часов назад была завершена установка специальной технической конструкции с дистанционным управлением. Как сообщили в министерстве обороны Японии, данная конструкция в виде башни снабжена гибкой "рукой", способной подавать раствор бетона в определенные секции строящихся зданий на высоту до 50 метров. Но на этот раз с её помощью решено закачивать воду в энергоблок, основным объектом операции станет бассейн с перегретыми топливными стержнями. Дистанционное управление позволяет специалистам находиться от башни на расстоянии до 100-300 метров, что снижает риск получения высокой дозы радиации. В ближайшее время в зону станции намечается доставить четыре таких конструкции

[alex_bykov]

1. Есть подозрение, что нормально реакторы охлаждались не 2, а 2+8=10 часов (8 часов на АКБ).
2. Нету там суток-двое на выкипание до оголения верхней части зоны , как и 100-200 кубов воды над а.з. (дай Б-г, во всем реакторе 200 кубов). Если бы были - не было бы проблем с повреждением а.з. и выходом ПД. Я выше выкладывал моделирование такой аварии на BWR - уж в части выкипания сомнений в достоверности нет (это термодинамика). Так что не нужно никого вводить в заблуждение. Сначала разберитесь в вопросе.

Ну, я прикинул в Excel-е для 2, 4 и 8 часов до потери охлаждения, картина принципиально не меняется. Если модератор поможет, могу запихнуть сам файлик с оценочным расчетом.

Присылайте файл мне на почту, выложу. - Модератор

Сообщение отредактировал AtomInfo.Ru - 22.3.2011, 11:27

Причина редактирования: ответ

[ilya j.]

Выкладываю ещё один файл: оценка радиационных последствий аварии на BWR.
Я сверил количества основных ПД (I, Cs, РБГ) в а.з. на конец кампании со своими прикидками выше - противоречий нет.
BWR SA FP Release

Сообщение отредактировал ilya j. - 22.3.2011, 11:35

[VBVB]

Выкладываю ещё один файл: оценка радиационных последствий аварии на BWR.
Я сверил количества основных ПД (I, Cs, РБГ) в а.з. на конец кампании со своими прикидками выше - противоречий нет.
BWR SA FP Release

Спасибо за документ, он очень полезный и своевременный в плане возможных прогнозов радиоэкологической ситуации.

[MVVAlt]

Все же, уровень №1 равен между датчиками. (Water level (21st 14:25) (A) -1750mm ( B ) -1750mm)

А где сказано, что это уровень воды в реакторе?
О каком перекосе тогда речь и о каких датчиках?

[Binary Star]

А где сказано, что это уровень воды в реакторе?
О каком перекосе тогда речь и о каких датчиках?

http://www.jaif.or.jp/english/news_images/...1300780501P.pdf

Стр.3 - Major data, Unit 1/3, Water level.

Кстати новые данные для №3: Water level (22nd 05:30) (A) -1575mm, ( B ) -2350mm; для №1 реактора: Water level (22nd 06:00) (A) -1750mm ( B ) -1700mm

[AtomInfo.Ru]

Выкладываю файл от Alex_Bykov.

Excel здесь http://atominfo.ru/files/zr.xls

Так как файл больше 2 М, то на всякий случай он же в архиве

Excel здесь http://atominfo.ru/files/zr.zip

[ilya j.]

Ну, я прикинул в Excel-е для 2, 4 и 8 часов до потери охлаждения, картина принципиально не меняется. Если модератор поможет, могу запихнуть сам файлик с оценочным расчетом.

Присылайте файл мне на почту, выложу. - Модератор

Согласен, принципиально картина меняться не будет - будет сдвиг.

Вынужден признать, про 200 кубов в BWR я погорячился. Недооценил BWR - он сильно побольше (внутренний диаметр 6,5 м, высота корпуса 22,6 м).
Начальная высота уровня над а.з. 6,5 м. Может, там и есть 200 кубов над а.з., но суток-двое на выкипание всё равно не будет. С учётом кратности циркуляции как раз часов 4-5.

Просто эти сутки-двое так резанули слух...

[MVVAlt]

http://www.jaif.or.jp/english/news_images/...1300780501P.pdf

Стр.3 - Major data, Unit 1/3, Water level.

Кстати новые данные для №3: Water level (22nd 05:30) (A) -1575mm, ( B ) -2350mm; для №1 реактора: Water level (22nd 06:00) (A) -1750mm ( B ) -1700mm

Да, уровень воды в точках А и В. Я это видел.
Но где эти точки?
Или 3-й реактор почти на боку?
Этого не может быть.
Тогда вопрос, сколько БВ или их отсеков на реакторах? Я в этом дилетант.

Сообщение отредактировал MVVAlt - 22.3.2011, 13:06

[Binary Star]

Да, уровень воды в точках А и В. Я это видел.
Но где эти точки?

У меня аналогичный вопрос. Тут отрицательные значения - разница от какой-то конкретной точки.

[nakos]

Да, уровень воды в точках А и В. Я это видел.
Но где эти точки?
Или 3-й реактор почти на боку?
Этого не может быть.
Тогда вопрос, сколько БВ или их отсеков на реакторах? Я в этом дилетант.

Что мешает открыть Википедию и ознакомиться со списком официальных японских источников, а затем изучить их?
Для ленивых, помогаю
http://www.nisa.meti.go.jp/english/