АЭС Фукусима, Ветка с жёсткой модерацией Опции

[ilya j.]

Есть интересный (даже полезный в некоторой степени) документ по поведению топливных стержней в ситуациях с охлаждением, похожих на Фукусимскую. Может кому пригодится...
http://www.oecd-nea.org/nsd/reports/2010/n...haviour-RIA.pdf

Reactivity-initiated accidents - это всё-таки особая группа аварий и специфические процессы, что там общего с Фукусимой? Может, лучше поискать результаты экспериментов CORA?

[nakos]

Reactivity-initiated accidents - это всё-таки особая группа аварий и специфические процессы, что там общего с Фукусимой? Может, лучше поискать результаты экспериментов CORA?

у ОСЭР есть аналогичный документ, первый в серии, который посвящён LOCA/LOCF
погуглите первую часть названия на их сайте

вот
http://www.oecd-nea.org/nsd/reports/2009/nea6846_LOCA.pdf

[barvi7]

Несколько не так. В ВК-реаторе верхняя часть зоны имеет паросодержание примерно 15-20% и т/выделение там ниже.

ТВС ВК реаторов ПРАКТИЧЕСКИ идентична ВВР (нейтронно-физически). Просто в ВК реакторв решетка сделана с отношением (по объему) вода/уран = 2.5 (по сравнению порядка 2 для ВВР). При работе (ненулевое паросодержание) это отношение, ессно, падает до тех самых двух (цифры - примерны, по памяти).

1) Ссылка на литературу "Основы теории и методы расчета ядерных энергетических реакторов", Бартоломей Г.Г., Бать Г.А. и др. /Энергоатомиздат,1989.-512 с.
Рис.11.1. (стр.430) истинное объемное паросодержание в верхней половине активной зоны водо-водяного кипящего реактора от 50 до 75 %.

2) На рис.11.2. представлена зависимость К(бесконечн) от водо-уранового отношения (w).
Судя по графику при большей плотности воды (нормальные ~"атмосферные" условия) К(бесконечн)>1.0 до значений w<1,5 и наоборот при малой плотности воды К(бесконечн)>1.0 до значений w>4,0
Получается, что в широком диапазоне w можно "найти" плотность воды, при которой будет ЦР.

[AtomInfo.Ru]

А вот по подземным коммуникациям в сторону дезельгенераторной реально уходить может.

Вариант, конечно, но кто ж сейчас проверит-то?

У японцев некоторые считают, что уходит в основном с паром. Соотвественно, какая-то часть пара потом уходит в море, где всё оседает. Но ручаться никто не может. Данных о том, сколько конкретно было залито в реакторы морской воды, в открытом доступе пока нет. Ну, великий штаб знает, наверное, а остальные гадают.

[ilya j.]

у ОСЭР есть аналогичный документ, первый в серии, который посвящён LOCA/LOCF
погуглите первую часть названия на их сайте

вот
http://www.oecd-nea.org/nsd/reports/2009/nea6846_LOCA.pdf

Спасибо

[barvi7]

Да нет, не проще - сложно наоборот. Чтобы достичь СЦР при таких усовиях ТВС должны иметь шаг решетки примерно в 30 раз превышающий шаг решетки в активной зоне. Может вообразить такое хранилище?

СЦР даже для бесконечной решетки зависит не только от водо-уранового соотношения w.
Для гомогенной среды (теоретически нет ограничений - сохраняя w - К(бесконечн) будет сохраняться.
Для гетерогенной при увеличении шага решетки будут "существенно" изменяться:
1) коэффициент использования тепловых нейтронов - за счет сильного смягчения спектра в замедлителе и следовательно большего "паразитного" поглощения нейтронов, а также за счет уменьшения поверхности топлива на единицу среды .
2) вероятность избежать резонансного поглощения тоже уменьшается за счет изменения "эффекта затенения" блоков, который в тесных решетках увеличивает вероятность избежать резонансного поглощения.
Анализ этих двух коэффициентов показывает, что при значительном (более ~2х кратном) увеличении шага от "оптимального", который выбран в ТВС критичность будет уменьшаться.

[AtomInfo.Ru]

2) На рис.11.2. представлена зависимость К(бесконечн) от водо-уранового отношения (w).
Судя по графику при большей плотности воды (нормальные ~"атмосферные" условия) К(бесконечн)>1.0 до значений w<1,5 и наоборот при малой плотности воды К(бесконечн)>1.0 до значений w>4,0
Получается, что в широком диапазоне w можно "найти" плотность воды, при которой будет ЦР.

Я хотел бы добавить для точности, что на Рис.11.2 явно даны графики для свежего топлива.

[инженер_Гарин]

Вариант, конечно, но кто ж сейчас проверит-то?

У японцев некоторые считают, что уходит в основном с паром. Соотвественно, какая-то часть пара потом уходит в море, где всё оседает. Но ручаться никто не может. Данных о том, сколько конкретно было залито в реакторы морской воды, в открытом доступе пока нет. Ну, великий штаб знает, наверное, а остальные гадают.

Ну то что знают я не сомневаюсь. Походить с дозиметром по общестанционным объектам ума большого не надо. Кстати, проскочило сообщение о черном дыме, что горят уже?

[Rajvola]

Кстати, проскочило сообщение о черном дыме, что горят уже?

17.30 токийского: над 3-м блоком дымок поубавился --- так бежит строка на Киодо Ньюс.

[nakos]

пытались подать напругу - загорелись кабеля
банально
я сомневаюсь, что им удастся запустить принудительную циркуляцию на третьем
скорее всего хотят запитать инструментацию и телеметрию, чтобы лучше понять состояние реакторов

[MrNice]

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)?
...

Судя по BWR-basics_Fukushima система отработала (какое-то время. На разных аппаратах - по разному).



Работает (судя по схеме) пока есть (определенная) разница давления между корпусом и барботером (тором).

[MrNice]

1) Ссылка на литературу "Основы теории и методы расчета ядерных энергетических реакторов", Бартоломей Г.Г., Бать Г.А. и др. /Энергоатомиздат,1989.-512 с.
Рис.11.1. (стр.430) истинное объемное паросодержание в верхней половине активной зоны водо-водяного кипящего реактора от 50 до 75 %.
...

Да, конечно, согласен с Вами и с Батем - это я ступил (потом уже сообразил): в ВВР критичность при водо-урановом отношении порядка 2. Если в ВК оно 2.5 (по геометрии ТВС), то критичность в ВК достигается при паросодержании 1-2/2.5 = 1 - 0.8 = 20% (но это в СРЕДНЕМ по активной зоне): т.е. в верху активной зоны (при таких условиях) д.б. раза в 2 больше

[Vdonsk-28]

Данных о том, сколько конкретно было залито в реакторы морской воды, в открытом доступе пока нет. Ну, великий штаб знает, наверное, а остальные гадают.

Даже Великий Японский Штаб может по-моему оперировать цифрами плюс-минус трамвайная остановка. Слишком много переменных.

[MrNice]

СЦР даже для бесконечной решетки зависит не только от водо-уранового соотношения w.
Для гомогенной среды (теоретически нет ограничений - сохраняя w - К(бесконечн) будет сохраняться.
Для гетерогенной при увеличении шага решетки будут "существенно" изменяться:
1) коэффициент использования тепловых нейтронов - за счет сильного смягчения спектра в замедлителе и следовательно большего "паразитного" поглощения нейтронов, а также за счет уменьшения поверхности топлива на единицу среды .
2) вероятность избежать резонансного поглощения тоже уменьшается за счет изменения "эффекта затенения" блоков, который в тесных решетках увеличивает вероятность избежать резонансного поглощения.
Анализ этих двух коэффициентов показывает, что при значительном (более ~2х кратном) увеличении шага от "оптимального", который выбран в ТВС критичность будет уменьшаться.

1) к-т использования т.нейтронов зависит, собственно говоря, от мольных отношений (точнее, отношения числа ядер замедлителя (с ненулевым сечением поглащения!) на число ядер делящегося в-ва): можно сконструровать (мысленно) и такой критический реактор с ТВС ВВР/ВК, где шаг ТВС будет, например, 1 км. При соответсвующей плотности водяного пара (и более ничего! Никакого азота, ....)
2) вер-ть избежать резонасного захвата - то же самое (мы, ессно, говорим о равных условиях по т-ре, изотопному составу топлива и т.п.), зависит только от отношения числа ядер замедлителя/делящегося в-ва.

Эффект гетерогенности проявляется только в неравномерности распределения нейтронного потока: в топливе - он ниже (там больше погащения), в замедлителе - выше. 100% есть влияние и на 1) и на 2).

Но здесь речь идет не о расчетах, а о качественных оценках: гомогенизируйте твэлы одной сборки в один блок, а потом "двигайте" его на разные расстояния (шаг). Вот как то так...

[AtomInfo.Ru]

2) На рис.11.2. представлена зависимость К(бесконечн) от водо-уранового отношения (w).
Судя по графику при большей плотности воды (нормальные ~"атмосферные" условия) К(бесконечн)>1.0 до значений w<1,5 и наоборот при малой плотности воды К(бесконечн)>1.0 до значений w>4,0
Получается, что в широком диапазоне w можно "найти" плотность воды, при которой будет ЦР.

barvi7,

графиков как на Рис.11.2 я сейчас могу настругать в любом количестве. Дайте мне только радиусы твэла и оболочки, пределы изменения уран-водного отношения и изотопный состав топлива. Под рукой программа WIMS-D4 с библиотекой WIMKAL, расчётный набор есть, ждёт только задания названных исходных данных.

Вопрос только, что дадут такие графики с точки зрения понимания возможности СЦР. Меня совершенно не удивляет, что есть такие области, где в гетерогенной среде с ураном и водой коэффициент размножения в бесконечной среде больше единицы Иначе мы бы с Вами обсуждали сейчас не Фукусиму, а аварию в каком-нибудь дровяном сарае.

Наверное, есть смысл определить, где, в каких диапазонах, возможен рост k-inf при потере воды, так? То есть, иными словами, определить область по уран-водному отношению для случая топлива BWR, в которой наблюдается положительный пустотный эффект реактивности. Ну и одновременно, чтобы это происходило там, где k-inf>1. Правильно я понимаю?

По Рис.11.2, даже без всяких расчётов, видно, что такая область есть.

Тогда встаёт следующий вопрос. Хорошо, что нам даёт этот факт применительно к Фукусиме?

[MrNice]

... По Рис.11.2, даже без всяких расчётов, видно, что такая область есть.
http://atominfo.ru/files/bat.jpg

Тогда встаёт следующий вопрос. Хорошо, что нам даёт этот факт применительно к Фукусиме?

Ну так картинка как раз и показывает, максимум к-бесконечного достигается при ОДНОМ определенном соотношении ядер водорода и урана: как только плотность воды падает, у вас растет водоурановое отношение - никаких чудес...

А приментельно к Ф-1 ... Можно придумать такую ситуацию в хранилище топлива, что отношение водород/уран станет как в крит. реакторе (зная, ессно, шаг в БВ). По моим (весьма примерным оценкам) СЦР может быть при паросодержании (в среднем по БВ) порядка 30%.

[инженер_Гарин]

[quote name='nakos' date='23.3.2011, 13:05' post='17062']
пытались подать напругу - загорелись кабеля
банально
я сомневаюсь, что им удастся запустить принудительную циркуляцию на третьем
скорее всего хотят запитать инструментацию и телеметрию, чтобы лучше понять состояние реакторов
[/quote

Это да, но контрольные кабели горят не менее эффектно чем силовые

[AtomInfo.Ru]

Ну так картинка как раз и показывает, максимум к-бесконечного достигается при ОДНОМ определенном соотношении ядер водорода и урана: как только плотность воды падает, у вас растет водоурановое отношение - никаких чудес...

А приментельно к Ф-1 ... Можно придумать такую ситуацию в хранилище топлива, что отношение водород/уран станет как в крит. реакторе (зная, ессно, шаг в БВ). По моим (весьма примерным оценкам) СЦР может быть при паросодержании (в среднем по БВ) порядка 30%.

То, что максимум в зависимости k-inf от шага решётки в реакторах с лёгкой и тяжёлой водой один, учат студентов 0310 и 0311 на третьем курсе. Не стоит это здесь пересказывать. Я предлагаю впредь считать. Общих разговоров было вполне достаточно.

Применительно к Фукусиме. Чудес нет. Если нас интересует возможность возникновения критичности при потере воды в зоне или хранилище, то нам нужно находиться в области положительного ПЭР (если мы считаем, что геометрия не изменилась).

Если взять за основу Рис.11.2, любезно подсказанный Barvi7, то мы видим. Самая малая плотность воды помечена там как (3). Соответствующая кривая k-inf становится верхней при водо-урановом отношении где-то там 3,2 и более. Вот тут совершенно чётко ПЭР будет положительным. Теперь вопрос - может такое быть на Фукусиме или нет?

P.S. Я же просил уже - господа, или считайте, или давайте со ссылками на литературу. Мнениями по вопросу о СЦР поделились, теперь только с расчётами (своими или из отчётов). Попытки уйти к общим рассуждениям по данному вопросу впредь буду тереть.

[barvi7]

barvi7,

графиков как на Рис.11.2 я сейчас могу настругать в любом количестве. Дайте мне только радиусы твэла и оболочки, пределы изменения уран-водного отношения и изотопный состав топлива. Под рукой программа WIMS-D4 с библиотекой WIMKAL, расчётный набор есть, ждёт только задания названных исходных данных.

Вопрос только, что дадут такие графики с точки зрения понимания возможности СЦР. Меня совершенно не удивляет, что есть такие области, где в гетерогенной среде с ураном и водой коэффициент размножения в бесконечной среде больше единицы Иначе мы бы с Вами обсуждали сейчас не Фукусиму, а аварию в каком-нибудь дровяном сарае.

Наверное, есть смысл определить, где, в каких диапазонах, возможен рост k-inf при потере воды, так? То есть, иными словами, определить область по уран-водному отношению для случая топлива BWR, в которой наблюдается положительный пустотный эффект реактивности. Ну и одновременно, чтобы это происходило там, где k-inf>1. Правильно я понимаю?

По Рис.11.2, даже без всяких расчётов, видно, что такая область есть.

Тогда встаёт следующий вопрос. Хорошо, что нам даёт этот факт применительно к Фукусиме?

Согласен со всем сказанным.
А применительно к Фукушиме -
Если построить графики для ВВЭР, то получите более "узкий" диапазон изменения водо-уранового соотношения, при котором k-inf >1 (учитываем, что обогащение в BWR меньше, чем в PWR).
Поэтому, учитывая возможность изменения геометрии БВ, а также "широкий" дипазон возможных плотностей пароводяной смеси в БВ (давление во внешнем контайнменте 4 атм, а может было и больше) СЛЕДУЕТ (можно предположить), что (см. на графики) k-inf может увеличиваться, как при уменьшении, так и при увеличении водо-уранового соотношения, в зависимости от плотности паро-водяной смеси (возмжны положительные обратные связи, в том числе и паровой("пустотный") эффект.

НЕ ИСКЛЮЧЕНО, что такие "состояния" с k-inf >1 могли быть получены в "поврежденном" БВ.
Другие объяснения, что произошло в БВ-4, пока не убедительны (не все объясняют). Только, если он был "герметично" закрыт и там накопился водород. Но ПОКА эта версия - тоже не подтверждена.

[Deni_DE]

Некоторая общая информация из совещания (слайды выложить не могу, для внутреннего пользования), может кому интересно будет

- SCRAM
Power generation due to Fission of Uranium stops
Heat generation due to radioactive Decay of Fission Products
After Scram ~6%
After 1 Day ~1%
After 5 Days ~0.5%

- Plant Design for Tsunami height of up to 6.5m

- Station Blackout
Common cause failure of the power supply
Only Batteries are still available
Failure of all but one Emergency core cooling systems

- Reactor Core Isolation Pump still available
Steam from the Reactor drives a Turbine (это как раз тот аварийный ТПН)
Steam gets condensed in the Wet-Well
Turbine drives a Pump
Water from the Wet-Well gets pumped in Reactor
Necessary:
Battery power
Temperature in the wet-well must be below 100°C
As there is no heat removal from the building, the Core isolation pump cant work infinitely

- Reactor Isolation pump stops (достаточно долго продержались)
11.3. 16:36 in Unit 1 (Batteries empty)
14.3. 13:25 in Unit 2 (Pump failure)
13.3. 2:44 in Unit 3 (Batteries empty)

- Decay Heat produces still steam in Reactor pressure Vessel
Pressure rising

- Opening the steam relieve valves
Discharge Steam into the Wet-Well

- Descending of the Liquid Level in the Reactor pressure vessel

- Generation of hydrogen
Unit 1: 300-600kg
Unit 2/3: 300-1000kg

- Restoration of the water supply stops accident in all 3 Units
Unit 1: 12.3. 20:20 (27h w.o. water)
Unit 2: 14.3. 20:33 (7h w.o. water)
Unit 3: 13.3. 9:38 (7h w.o. water)

- Containment
Wall thickness ~3cm
Design Pressure 4-5bar
Actual pressure up to 8 bars

- Depressurization of the containment
Unit 1: 12.3. 4:00
Unit 2: 13.3 00:00
Unit 3: 13.3. 8.41

Positive und negative Aspects of depressurizing the containment
Removes Energy from the Reactor building (only way left)
Reducing the pressure to ~4 bar
Release of small amounts of Aerosols (Iodine, Cesium ~0.1%)
Release of all noble gases
Release of Hydrogen

No clear information's why Unit 2 behaved differently (!)

- Spend fuel stored in Pool on Reactor service floor
Due to maintenance in Unit 4 entire core stored in Fuel pool
Dry-out of the pools
Unit 4: in 10 days
Unit 1-3,5,6 in few weeks
Leakage of the pools due to Earthquake?
It is currently unclear if release from fuel pool already happened