АЭС Фукусима, Ветка с жёсткой модерацией Опции

[ilya j.]

Для тех кто еще интересуется оголением и времени до него.
В сообщении № 785 дана "выдержка" из отчета по безопасности BWR Mark 1 для случая полного обесточения.
Там указаны все основные времена и события, которые полностью пдтверждены "экспериментом" на Фукушиме.

Зона "по теории" не должна плавиться, если реализуется теплосъем с внешней стенки внутреннего контайнмента (железного). - на него и подают морскую воду.
Оголяется 1/3 зоны , она частично "осыпавется" - но не плавиться (см.ниже).
Плавления нет из за того, что "очень" большой объем воды внизу реактора под активной зоной (>5м), реактор кипящий - образуется теплосъем - уходящий пар идет вверх на "жалюзийные" конструкции в верхней части - организовано таким образом, что "мокрый" пар по жалюзи скатывается к опускному участку реактора и самотеком идет вниз - контур циркуляции замыкается и т.д.
Если есть отвод тепла от железного Контайнмента, то по расчету - устаналвивается "тепловое равновесие".
Зона ниже 1/3 не оголяется (по расчету) . Температура топлива до 2500 К - плавления не должно быть.

Доступа к электронной версии документа пока НЕТ.

Я, знаете, ли не "интересуюсь", а рассуждаю, основываясь на законах физики и опыте. А вот в Ваших рассуждениях есть очевидные изъяны:
1) эти жалюзийные конструкции - бесконечно большой массы что ли, раз не нагреваются, а бесконечно конденсируют пар?
2) температура пара над частично осушенной зоной 1000 градусов и выше - тут уже не до конденсации;
3) в реакторе без аварийной подачи воды будет потеря теплоносителя из-за того, что сбросной клапан будет либо открываться периодически, либо откажет на закрытие из-за перегрева, а значит, уровень в а.з. не остановится на 1/3;
4) температура плавления циркалоя несколько ниже озвученных Вами 2400К (а именно, 2000К). Так что плавление ниже 2400 К будет, 2400 К - это, скорее, температура разрушения окисной плёнки.

И не затруднит ли Вас описать чудесный (иначе не скажешь) механизм передачи тепла от активной зоны к стенкам первичного контейнмента, позволяющий спасти зону (а мужики-то не знают!(С))?

Сообщение отредактировал AtomInfo.Ru - 22.3.2011, 21:43

Причина редактирования: доброжелательнее, пожалуйста!

[ilya j.]

4. "fully exposed for 140 minute" означает "полностью оголились НА 140 минут"

В чём разница между "за" и "на" В ДАННОМ СЛУЧАЕ?

[cluster]

ПРЕДПОЛОЖЕНИЕ.
Реактор кипящий - на рабочих режимах верхняя чать активной зоны (> ~20 %) практически полностью пароводяная смесь (больше пара).
Нейтронно-физические свойства ТВС должны быть подобраны так, что в широком диапазоне водо-уранового соотношения выполняются условия критичности.
Поэтому СЦР может быть возможна при наличии "чистой" воды с плотностями меньше 1,0 вплоть до практически 0.1.

Никакого изменения шага в 30 раз (кто-то писал) не надо.
Необходимо только изменить "геометрию" расположения ТВС - надо их просто сблизить, как в зоне - т.е. вплотную.

Если ВВЭРовские "несколько" свежих ТВС положить "в кучу" и залить водой - тоже будет "С"ЦР.

По снимкам с БВ BWR можно увидеть, что там два стелажа по высоте, как на ВВЭР-440.

Дайте ссылку на снимок - очень интересно самому увидеть, а то пока не разглядел многоэтажности, хотя и предполагал её.

[сергей]

Для cluster:Возможно пост№1046 ?

[Binary Star]

Дайте ссылку на снимок - очень интересно самому увидеть, а то пока не разглядел многоэтажности, хотя и предполагал её.

http://www.rense.com/general93/BWR%20React...ool%20Clint.jpg

Еще о БВ и их содержимых:

http://allthingsnuclear.org/post/400851152...ls-at-fukushima



Я так понимаю каждая топливная сборка весит 171-172 кг. При 7% содержании оксида плутония в 32-х MOX стержнях, т.е. 383 кг плутония всего.

Сообщение отредактировал Binary Star - 22.3.2011, 21:57

[MrNice]

В чём разница между "за" и "на" В ДАННОМ СЛУЧАЕ?

Разница проста:
"за" - означает за какой промежуток времени произошло событие (осушение) без индикации его (осушения) длительности
"на" - означает на длительность события (осушения)

[Vdonsk-28]

Разница проста:
"за" - означает за какой промежуток времени произошло событие (осушение) без индикации его (осушения) длительности
"на" - означает на длительность события (осушения)

В качестве занудства (ну то есть уточнения)
"За" означает отрезок на шкале времени от начала процесса выпаривания, до оголения сборок на определённый процент.
"На" означает следующий за предыдущим отрезок от достижения точки "осушивание" до ликвидации данной ситуации.

[cluster]

Для cluster:Возможно пост№1046 ?

Вот это фото как раз и опровергает ( конечно с поправкой на угол зрения и искажение под водой) факт установки второго стеллажа. Если в это фото поставить воображаемый второй стеллаж, то его вертикальный габарит не позволит штанге ПМ завести ТВС-ку над ячейкой. Мне так кажется. На фото хорошо виден проём шандорного коридора и даже порожек между БВ и шахтой реактора.

[O3P]

Файл от Alex_Bykov

http://atominfo.ru/files/blocks.zip

Ага, спасибо!

Ну да, все логично. Несколько часов после отключения питнасосов. Хотя, конечно, конвекционный теплоотвод включится задолго до верхней точки этих графиков температуры. sednev тут вроде упоминал 10 Вт/м2 на градус, хотя сколько там тех метров квадратных, кто его знает. У РБМК что-то вроде 30 м2 на тонну топлива вроде, ну пусть у японцев будет втрое меньше. 80 тонн топлива, 800 м2. 8000 Вт на градус. 10 МВт - получается больше тысячи градусов, но это для какой-то одной, кто ее знает какой, температуры окружающей среды, а какая на самом деле будет температура теплоотвода? Пар же будет перегреваться, а то еще, может, и циркулировать... темна вода.

[O3P]

Поделитесь методом съема крышки в отсутствие электроснабжения.

Дык... ломиком если? Может, кран можно было от дизелей запитать, пока они еще работали? Сие есть абстрактный теоретический дискурс, что я могу еще сказать...

[cluster]

Дык... ломиком если? Может, кран можно было от дизелей запитать, пока они еще работали? Сие есть абстрактный теоретический дискурс, что я могу еще сказать...

Даже на Перегруз Машинах при обесточении кассета, оставшаяся в штанге опускается в низ вручную. Где там запитку для ГПМ найти? Тем более, что все АКБ посадили те самые волшебные насосики высокого давления, что бор иньекцировали при обесточении.

[barvi7]

Я, знаете, ли не "интересуюсь", как Вы изволили выразиться, а рассуждаю, основываясь на законах физики и опыте. А вот в Ваших рассуждениях есть очевидные изъяны:
1) эти жалюзийные конструкции - бесконечно большой массы что ли, раз не нагреваются, а бесконечно конденсируют пар?
2) температура пара над частично осушенной зоной 1000 градусов и выше - тут уже не до конденсации;
3) в реакторе без аварийной подачи воды будет потеря теплоносителя из-за того, что сбросной клапан будет либо открываться периодически, либо откажет на закрытие из-за перегрева, а значит, уровень в а.з. не остановится на 1/3;
4) температура плавления циркалоя несколько ниже озвученных Вами 2400К (а именно, 2000К). Так что плавление ниже 2400 К будет, 2400 К - это, скорее, температура разрушения окисной плёнки.

И не затруднит ли Вас описать чудесный (иначе не скажешь) механизм передачи тепла от активной зоны к стенкам первичного контейнмента, позволяющий спасти зону (а мужики-то не знают!(С))?

0) Приведены данные из официального отчета.
1-2) Мнение -масса "железа" вверху "очень" большая - оно контактирует с корпусом- корпус с внешней средой 1-го контайнмента - поэтому, возможно, что температура этой части реактора ниже и намного, чем в области активной зоны - на более холодных поверхностях пар будет конденсироваться (при Т<350 C)
может быть какой-то другой механизм отвода тепла -в расчетах уровень после 12 часов не указан, но анализиурятся последстви.
3) это по сообщениям и случилось
4) речь идет о плавлении топлива - в расчетах нет данных о температуре в активной зоне более 2500 К. Топливо не плавится. Естественно его разрушение может приводить к осыпанию и ухудшению условий охлаждения топлива и далее плавлению. В этом случае указано на подобие "ловушки" под реактором.
Ни о каком спасении зоны речи не идет. По расчету 1/3 - 1/2 зоны осыпана.
Может быть "они" считали только 12 часов - далее предполагается, что будет возобновлен теплосъем - из документа не совсем понятно.

[cluster]

У кого какие мысли по поводу реактора№2, последние новости о практически полном выходе из строя системы охлаждения.

Оперативно восстанавливать трубопроводы, заменять электродвигатели и проч., а пока - лить морскую воду мотопомпами, что японцам пока по бл.2 удавалось.

[Х-фантом]

Вот это фото как раз и опровергает ( конечно с поправкой на угол зрения и искажение под водой) факт установки второго стеллажа. Если в это фото поставить воображаемый второй стеллаж, то его вертикальный габарит не позволит штанге ПМ завести ТВС-ку над ячейкой. Мне так кажется. На фото хорошо виден проём шандорного коридора и даже порожек между БВ и шахтой реактора.

Если конечно корзину (отдельный кубик)загруженную ТВС нельзя перемещать краном...
А вообще количество корзин и количество ТВС в одной по фото посчитать реально.Хотя где-то на другой ветке была хорошая презентация по обхождению с ОЯТ.

[mixan]

У РБМК что-то вроде 30 м2 на тонну топлива вроде,

шаг размещения в пеналах свежевыгруженного 250х120 при топливе в кассете 120 кг плюс транспортные проходы около 200мм - раз в десять меньше.

[O3P]

шаг размещения в пеналах свежевыгруженного 250х120 при топливе в кассете 120 кг плюс транспортные проходы около 200мм - раз в десять меньше.

Это я про теплоотводящую поверхность ТВЭЛа на килограмм его веса...

[alex_bykov]

Уточните. пожалуйста.При расчетах рассматривался только объем воды в аз или с учетом объема воды в контуре?

Рассматривалась вода вообще. Поясню, я не делал большой разницы в контуре или нет, поскольку контур в BWR условно размыкается по воде с момента, когда появляется пар. Интерес представляет только часть воды над активной зоной от впускных патрубков до активной зоны (около 215 м3, если диаметр корпуса около 6.5м.

Ну да, все логично. Несколько часов после отключения питнасосов. Хотя, конечно, конвекционный теплоотвод включится задолго до верхней точки этих графиков температуры. sednev тут вроде упоминал 10 Вт/м2 на градус, хотя сколько там тех метров квадратных, кто его знает. У РБМК что-то вроде 30 м2 на тонну топлива вроде, ну пусть у японцев будет втрое меньше. 80 тонн топлива, 800 м2. 8000 Вт на градус. 10 МВт - получается больше тысячи градусов, но это для какой-то одной, кто ее знает какой, температуры окружающей среды, а какая на самом деле будет температура теплоотвода? Пар же будет перегреваться, а то еще, может, и циркулировать... темна вода.

Там много вещей не учтено, например, вода может изначально быть ниже точки кипения, должен быть теплообмен с паром, должен быть теплообмен реактора с ГО, после начала оголения темп оголения снизится из-за уменьшения площади омываемой поверхности теплопередачи и т.д. Кроме того, я сознательно завышал при интегрировании энерговыделение (не трапециями, а прямоугольниками по большему значению). Но ошибку я оцениваю не более чем в 50%, поскольку, пусть консервативно, но учтены главные явления.

[skv777]

Оперативно восстанавливать трубопроводы, заменять электродвигатели и проч., а пока - лить морскую воду мотопомпами, что японцам пока по бл.2 удавалось.

Да это понятно, вопрос сколько радиоговна еще выйдет, и как с ним боротся.

[cluster]

Если конечно корзину (отдельный кубик)загруженную ТВС нельзя перемещать краном...
А вообще количество корзин и количество ТВС в одной по фото посчитать реально.Хотя где-то на другой ветке была хорошая презентация по обхождению с ОЯТ.

Ну даже если и было бы такое возможно ( условия сцепления под водой, вертикальность, точность, усилия подрыва и извлечения, усилия установки, потеря веса и проч.) не остаётся слоя воды, как биозащиты, над перемещаемым топливом - а это 3 метра.

[aprudnev]

А можно тут один вопрос, а то не смог найти даже и намека на точную информацию.

Там третий уровень безопасности - система охлаждения работающая без внешней энергии, на том что кипящий пар охлаждается в аварийном теплообменнике а циркуляция обеспечивается инжектором в самом реакторе (такая дудка висит на схеме по краям, на некоторых схемах она есть). Есть информация, почему эта система отказала (не сработала штатно)?

А то тут обсуждаются времена выкипания и охлаждение естественной конвекцией пара (кстати, ничего такого странного в этом варианте не вижу - если сам корпус охлаждать внешней водой, то пар будет конденсироваться на нем сверху и стекать обратно, и пока внутри есть вода, все будет вполне эффективно потому что теплообмен пойдет на весь корпус реактора), но там же предусмотрена штатная аварийная система охлаждения. Прошу прощения за влезание сюда (физик лишь по образованию ну и еще по тому что сидел в курчатнике лет 10 но в ВЦ), обещаю больше не влезать - но нельзя ли найти ссылки на то, почему штатные системы пассивного расхолаживания не сработали? Они же так и задуманы были - подливай мол воду в бассейн раз в 3 суток из пожарного шланга и сиди-кури...

Читаем - я отметил характерное время - авторы обещали 3 суток (72 часа) - называется _красиво было на бумаге_ - я кину вниз автоматический перевод, для тех кто не читает на английском:

The (E)SBWR has an additional ECCS capacity that is completely passive, quite unique, and significantly improves defense in depth. This system is activated when the water level within the RPV reaches Level 1. At this point, a countdown timer is started.

There are several large depressurization valves are located near the top of the reactor pressure vessel. These constitute the DPVS. This is a capability supplemental to the ADS, which is also included on the (E)SBWR. The DPVS consists of eight of these valves, four on main steamlines that vent to the drywell when actuated and four venting directly into the drywell.

If Level 1 is not resubmerged within 50 seconds of the timer starting, DPVS will fire and will rapidly vent any pressure contained within the reactor pressure vessel into the drywell. This will cause the water within the RPV to gain in volume (due to the drop in pressure) which will increase the water available to cool the core. In addition, the depressurization will cause a lower boiling point, and thus more steam bubbles will form, decreasing moderation; this, in turn, decreases decay heat production, while still maintaining adequate cooling. (In fact, both the ESBWR and the ABWR are designed so that even in the maximum feasible contingency, the core never loses its layer of water coolant.)

If Level 1 is not again not resubmerged within 100 seconds of DPVS actuation, then the GDCS valves fire. The GDCS is a series of very large water tanks located above and to the side of the Reactor Pressure Vessel within the drywell. When these valves fire, the GDCS is directly connected to the RPV. After ~50 more seconds of depressurization, the pressure within the GDCS will equalize with that of the RPV and drywell, and the water of the GDCS will begin flowing into the RPV.

The water within the RPV will boil into steam from the decay heat, and natural convection will cause it to travel upwards into the drywell, into piping assemblies in the ceiling that will take the steam to four large heat exchangers - the Passive Containment Cooling System (PCCS) - located above the drywell - in deep pools of water. The steam will be cooled, and will condense back into liquid water. The liquid water will drain from the heat exchanger back into the GDCS pool, where it can flow back into the RPV to make up for additional water boiled by decay heat. In addition, if the GDCS lines break, the shape of the RPV and the drywell will ensure that a "lake" of liquid water forms that submerges the bottom of the RPV (and the core within).

There is sufficient water to cool the heat exchangers of the PCCS for 72 hours. At this point, all that needs to happen is for the pools that cool the PCCS heat exchangers to be refilled, which is a comparatively trivial operation, doable with a portable fire pump and hoses.

GE has a computerized animation of how the ESBWR functions during a pipe break incident on their website.

(E) SBWR имеет дополнительный потенциал САОР, что полностью пассивным, совершенно уникальным, и значительно улучшает обороны в глубину. Эта система активируется, когда уровень воды внутри корпусов реакторов достигает уровня 1. На данный момент, таймер обратного отсчета начала.

Есть несколько больших клапаны сброса давления расположены в верхней части корпуса реактора. Они составляют DPVS. Это возможность дополнять ADS, который также включен в (E) SBWR. DPVS состоит из восьми этих клапанов, четыре на главной steamlines, что выход Драйуэлл при приведении и четыре вентиляции непосредственно в Драйуэлл.

Если уровень 1 не resubmerged в течение 50 секунд таймер запуска, DPVS будет стрелять и быстро вентиляционные какого-либо давления, содержащиеся в корпус реактора в Драйуэлл. Это приведет к воде в течение ДПЛА, чтобы получить в объеме (из-за падения давления), который увеличит воды, доступной для охлаждения активной зоны. Кроме того, разгерметизация приведет к нижней точке кипения, и, следовательно, более пузырьков пара будет форма, уменьшая умеренности, а это в свою очередь, уменьшает производство остаточного тепла, сохраняя при этом достаточное охлаждение. (На самом деле, как ESBWR и ABWR разработаны так, что даже в максимально возможной чрезвычайной ситуации, основной никогда не теряет своей слоя воды теплоносителя.)

Если уровень 1 не является опять-таки не resubmerged в течение 100 секунд срабатывания DPVS, затем огонь GDCS клапанов. GDCS это серия очень больших емкостей для воды расположены выше и в сторону давления реактора в Драйуэлл. Когда эти клапаны огня, GDCS напрямую связано с ДПЛА. После ~ 50 секунд больше разгерметизации, давление внутри GDCS будет уравнять с этим из корпусов реакторов и Драйуэлл, и вода GDCS будет начать поступать в ДПЛА.

Воды в корпусе реактора будет кипеть в пар от распада тепло, и естественная конвекция приведет к его путешествия вверх в Драйуэлл, в трубопровод сборки в потолок, который будет пара-четыре больших теплообменников - Пассивная система охлаждения Сдерживание ( РСС) - расположен над Драйуэлл - в глубокой лужи. Пар будет охлаждаться, а будет конденсироваться обратно в жидкой воды. Жидкая вода будет стекать из теплообменника обратно в бассейн GDCS, где он может поступать обратно в ДПЛА, чтобы компенсировать дополнительные вода закипела от остаточного тепла. Кроме того, если перерыв GDCS линий, форма корпуса реактора и Драйуэлл будет гарантировать, что "озеро" жидких форм воды, которая погружается в нижней части корпуса реактора (и основной внутри).

[B] Существует достаточное количество воды для охлаждения теплообменников РСС в течение 72 часов [/ B]. На данный момент, все, что должно произойти для бассейнов, которые охлаждают теплообменники РСС тепло быть пополнен, которая сравнительно простым делом, выполнимо с портативных пожарный насос и шланги.

GE имеет компьютеризированную анимации, как ESBWR функций во время прорыва трубы инцидента на их сайте.