АЭС Фукусима, Ветка с жёсткой модерацией Опции

[XBOCT]

Угу. Вскрытие показало....

На всякий случай уточню, было сказано, что ПОКАЗОМЕТР уровня на 65%. Уверенности, что это правильный уровень, а не творчесво показометра у них [пока] нет.

[XBOCT]

- какой температуры мог достичь пар внутри конденсора? градусов 200 наберёт? не?

По идее этот самогонный аппарат конденсатор предназначен для выкипания в атмосферу, поэтому вряд-ли он задуман на большое избыточное давление, а значит и перегретого горячего пара, кроме как в змеевике теплообманнике быть не должно.

возможно опасались, что если дать выкипеть, то потом запустить не смогут

Почему ? Отрезать от пара (если есть какие-то противопоказазания сразу воду наливать), налить воды и опять в дело (собственно, как я понимаю - он именно из отрезанного от пара и залитого водой состояния и запускался после землетруса). Если не "весь распался на куски".

[сергей]

Эти вопросы можно задавать самому себе (в меру понимания),либо к проэктировщикам и "разрабатывателям" аварийной документации.
Простой вопрос :"На какой станции есть полноценные РУТА,РУЗА?"Полноценные в смысле полной алаптированности (без вопросов к обоснованию) и в полном объеме?"Т.е. приказом (распоряжением -введенные в практику,без исключений?"
Это к чему?. Те ,кто "варятся" долго в "этом соку" помнят внедрение СОАИ в ИЛА.Для тех ,кто не помнит напомню 6 раздел и только ,после срабатывания АЗ.
Интересен вопрос к исходным событиям .К перечню.Владимир Анатольевич(Седнев) на одном из форумов свое мнение высказал .Полностью согласен.
О применимости САМГов и других документов можно говорить только после оценки их наличия ,качества,с учетом рассматриваемых исходных событий.
Точно так же можно оценивать действия персонала по наличию,проработанности-обоснованности и реальной возможности выполнить действия.
Если ,в ИЭ ,были "забиты" градиенты допустимых изменений,то персонал не имел права их превысить.Насколько были "отточены" по событиям и полноте действий аварийные инструкции (процедуры) ,насколько были обоснованы критерии "успешности",доказана прерогатива успешности именно данной стратегии (при дефиците сил и средств),насколько это соответствовало процедуре,сценарию действий,оценке достаточности этих действий,обоснованности представления о том что происходит и возможных вариантах развития?
Пока нет полной .подтвержденной хронологии по показателям,действиям и документам ,-судить о чем то трудно.
Равно и выносить суждение о возможности использования какого либо элемента технологической схемы ,-не ,имея его паспорта.

[eNeR]

Саммари по системе очистки от 26.10.2011
http://www.tepco.co.jp/en/press/corp-com/r...es/111026e7.pdf

Великая японская стена. Немного цифр. Нового мало.
http://jen.jiji.com/jc/eng?g=eco&k=2011102601013

USIE
http://www.world-nuclear-news.org/RS-New_I...ns-2109117.html

Сообщение отредактировал eNeR - 27.10.2011, 5:51

[Nut]

Саммари по системе очистки от 26.10.2011
http://www.tepco.co.jp/en/press/corp-com/r...es/111026e7.pdf

Великая японская стена. Немного цифр. Нового мало.
http://jen.jiji.com/jc/eng?g=eco&k=2011102601013

USIE
http://www.world-nuclear-news.org/RS-New_I...ns-2109117.html

Зря убрали "злобную" статью. Довольно интересная. Действительно, потеря аккумуляторов (1 категории, по нашему) не предполагается практически никакими документами. Если бы так случилось, то в самом деле и применение РУТА было бы под вопросом. Но как-то здесь не клеется. У них же работал КИП, значит батарея была. Может клапана (и освещение) питаются от какой-то другой батареи? Но тогда открытие их вручную не должно быть проблемой. Им должны были дать команду взять фонари и идти открывать клапана вручную (что и было сделано, только поздно). В этом случае РУТА ни при чем, а при чем или персонал TSC (если поздно дали такую команду) или операторы (если не знали как открыть, где находится) или опять проект (если клапан клинит при высоких давлениях, хотя опять же - надо было раньше открывать, когда не было такого давления).
Т.е. похоже, что батареи разные - одна запитывает КИП (и она осталась) и вторая, запитывает арматуру и освещение (сдохла).
Так думают некоторые буйные перед утренней клизьмой.

[eNeR]

Зря убрали "злобную" статью. Довольно интересная. Действительно, потеря аккумуляторов (1 категории, по нашему) не предполагается практически никакими документами. Если бы так случилось, то в самом деле и применение РУТА было бы под вопросом. Но как-то здесь не клеется. У них же работал КИП, значит батарея была. Может клапана (и освещение) питаются от какой-то другой батареи? Но тогда открытие их вручную не должно быть проблемой. Им должны были дать команду взять фонари и идти открывать клапана вручную (что и было сделано, только поздно). В этом случае РУТА ни при чем, а при чем или персонал TSC (если поздно дали такую команду) или операторы (если не знали как открыть, где находится) или опять проект (если клапан клинит при высоких давлениях, хотя опять же - надо было раньше открывать, когда не было такого давления).
Т.е. похоже, что батареи разные - одна запитывает КИП (и она осталась) и вторая, запитывает арматуру и освещение (сдохла).
Так думают некоторые буйные перед утренней клизьмой.

Злобная статья.
http://www.japantimes.co.jp/text/nn20111026a1.html
В принципе повторяет ранее сказанное, потому и убирал.

Что тут можно сказать. Батареи для КИП, ДГ для задвижек.
Я так себе это представлял. Впрочем КИП 1-го блока тоже лёг при наводнении.
Исключения составляют шкафы потэксидент-контроля, возможно там батарейки свои стояли.
Приборы на БЩУ запитывали от принесённых аккумуляторов.
Но это всё не точно, просто так вот вспоминается. Давно это было. Помоему вот тут подробные данные:
handouts_110525_01-e.pdf

<... 15:41 Station Blackout due to the tsunami
Main Control Room power supply cut off
Instrumental power supply cut off ... >

Батареи если и были — то рядом с генераторами в подвале.

[Nut]

Впрочем КИП 1-го блока тоже лёг при наводнении.
Исключения составляют шкафы потэксидент-контроля, возможно там батарейки свои стояли.

Точно. Если у них был ПАМС, то вот откуда параметры. А 1 категория утопла. Тогда вопрос - передаются ли данные ПАМС в тепковский центр? Если да, то в принципе все должно было сработать (при надлежащем исполнении).

[eNeR]

Ахтунг. Простыня.

Отрывок (в районе 35-ой страницы) взят из «Письма Кана в IAEA»:
(13) Enhancement of training responding to severe accident
Effective training to respond to accident restoration at nuclear power plants and adequately
work and communicate with relevant organizations in the wake of severe accidents was not
sufficiently implemented up to now. For example, it took time to establish communication
between the emergency office inside of the power station, the Nuclear Emergency Response
Headquarters and the Local Headquarters and also to build a collaborative structure with the
Self Defense Forces, the Police, Fire Authorities and other organizations which played
important roles in responding to the accident. Adequate training could have prevented these
problems in advance.
Reflecting on the above issues, we will enhance training to respond to severe accidents by
promptly building a structure for responding to accident restoration, identifying situations
within and outside power plants, facilitating the gathering of human resources needed for
securing the safety of residents and effectively collaborating with relevant organizations.
(14) Enhancement of instrumentation to identify the status of reactors and PCVs
Because the instrumentation of reactors and PCVs did not function sufficiently during the
severe accident, it was difficult to promptly and adequately obtain important information to
identify the development of the accident such as the water levels and the pressure of reactors,
and the source and amount of released radioactive materials.
(— примерно отсюдова ПМСМ и пошла заминка. Нет данных - нет действий. САМГи разошлись на самокрутки, цейтнот, поздняя подача воды и сброса давления)
In respond to the above issues, we will enhance the instrumentation of reactors and PCVs, etc.
to enable it to effectively function even in the wake of severe accidents.
(15) Central control of emergency supplies and equipment and setting up rescue team
Logistic support has been diligently provided by those responding to the accident and
supporting affected people with supplies and equipment gathered mainly at J Village. However,
because of the damage from the earthquake and tsunami in the surrounding areas shortly after
the accident, we could not promptly and sufficiently mobilize rescue teams to help provide
emergency supplies and equipment and support accident control activities. This is why the
on-site accident response did not sufficiently function.
Reflecting on the above issues, we will introduce systems for centrally controlling emergency
supplies and equipment and setting up rescue teams for operating such system in order to
provide emergency support smoothly even under harsh circumstances.
(Lessons in Category 3) Enhancement of nuclear emergency response
(16) Response to combined emergency of both large-scale natural disaster and prolonged nuclear accident
We had tremendous difficulty in communication and telecommunications, mobilizing human
resources, procuring supplies and others when addressing the nuclear accident that coincided
with a massive natural disaster. As the nuclear accident has been prolonged, some measures
such as evacuation of residents, which was originally assumed to be a short-term measure, have
been forced to be extended.
Reflecting on the above issues, we will prepare a structure and an environment where
appropriate communication tools and devices and channels to procure supplies and equipment
will be ensured in coincidental combined emergency of both massive natural disaster and
prolonged nuclear accident. Also, assuming a prolonged nuclear accident, we will enhance
emergency response preparedness including effective mobilization plans to gather human
resources in various fields who are involved with the accident response and sufferers support.

Сообщение отредактировал eNeR - 27.10.2011, 7:38

[eNeR]

И ещё чуток оттуда же (137 стр).

2) Status of preparation for accident management by TEPCO
TEPCO issued the “Report on Accident Management Examination” [IV2-15] in March
1994, and has been preparing for accident management and establishing procedures,
education, etc. associated with the application of the accident management based on the
report. TEPCO presented the “Report on Preparation for Accident Management”[IV2-16]
describing the status of the preparation for accident management to the Ministry of
Economy, Trade and Industry in May 2002.
TEPCO has prepared accident management for the reactor shutdown function, coolant
injection into reactors and PCVs function, heat removal from PCVs function, and support
function for safety functions. The main measures of accident management are shown in
Table IV-2-2. In addition, the system structures of accident management facilities of Units
1 to 3 are shown in Figs. IV-2-10 to IV-2-17.
With regard to alternative coolant injection in the Fukushima NPSs, TEPCO has built the
following lines for injecting coolant into reactors: lines via condensate water makeup
systems from the condensate storage tanks as the water sources; and lines via fire
extinguishing systems and condensate water makeup systems from the filtrate tanks as the
water sources. TEPCO has also developed “procedures for coolant injection using these
lines during accidents (severe accidents)” (hereinafter referred to as “procedures for
operation in severe accidents”).
In addition, TEPCO has built a switching facility in Unit 3 for injecting seawater into the
reactor via the residual heat removal sea water system (hereinafter referred to as RHRS)
as shown in Fig. IV-2-12 and has developed a procedure for switching operation of the
relevant facilities. However, Units 1 and 2 are not provided with the such facility because
no seawater lines lead into the reactor buildings of Units 1 and 2.
TEPCO built new vent pipes extending from the S/C and D/W to the stacks from 1999 to
2001 as PCV vent facilities during severe accidents as shown in Figs. IV-2-13 and
IV-2-14. These facilities were installed to bypass the standby gas treatment system
(hereinafter referred to as SGTS) so that they can vent the PCV when the pressure is high.
The facilities are also provided with a rupture disk in order to prevent malfunction.
The procedures for operation in severe accidents define the PCV vent conditions and the
PCV vent operation during severe accidents as follows: PCV vent from the S/C
(hereinafter referred to as “wet vent”) shall be given priority operation; and when the
PCV pressure reaches the maximum operating pressure before core damage, when the
pressure is expected to reach about twice as high as the maximum operating pressure after
core damage and if RHR is not expected to be recovered, wet vent shall be conducted if
the total coolant injection from the external water source is equal to or less than the
submergence level of the vent line in the S/C or PCV vent from the D/W (hereinafter
referred to as “dry vent”) shall be conducted if the vent line of the S/C is submerged. The
procedures for operation in severe accidents specify that the chief of emergency response
headquarters shall determine whether PCV vent operation should be conducted after core
damage.
For accident management associated with the function of heat removal from the PCV,
alternative coolant injection to a PCV spray (D/W and S/C) (hereinafter referred to as the
alternative spray function) has also been provided as shown in Figs. IV-2-15 and IV-2-16.
PCV sprays (D/W and S/C) are installed to reduce the pressure and temperature generated
due to energy released within the PCV if reactor coolant is lost, according to guideline 32
(containment heat removal system) of the Regulatory Guide for Reviewing Safety Design.
The procedures for operation in severe accidents specify criteria such as the standard for
starting and terminating coolant injection from RHR by using this modified line and the
criteria for starting and terminating coolant injection from the condensate water makeup
system and the fire extinguishing system.
Power interchange facilities have been installed such that the power supply of the
alternating current source for power machinery (6.9 kV) and the low voltage alternating
current source (480 V) can be interchanged between adjacent reactor facilities (between
Units 1 and 2, between Units 3 and 4, and between Units 5 and 6) as shown in Fig
IV-2-17. The procedures for operation in severe accidents specify procedures for the
relevant facilities.
In order to recover emergency DGs, the procedures for operation in severe accidents
specify procedures for recognition of failures, detection of the location of failures, and
recovery work for faulty devices by maintenance workers.

Сообщение отредактировал eNeR - 27.10.2011, 7:56

[eNeR]

Точно. Если у них был ПАМС, то вот откуда параметры. А 1 категория утопла. Тогда вопрос - передаются ли данные ПАМС в тепковский центр? Если да, то в принципе все должно было сработать (при надлежащем исполнении).

Нет, скорей всего не передавались.

163-165 страницы и далее.
The outline of the accident at Fukushima NPS has been given in Chapter 4. This accident
involved a total loss of the AC power supply, so after the tsunami invasion, we were only
able to get extremely limited parameter information.
Note that this parameter information was left behind in the Main Control Room and other
areas after the accident and took some time to recover, so TEPCO made it public on May 16,
along with reporting it to NISA.

В качестве примера:
...
At 14:47, the loss of the power supply to the instruments due to the loss of external
power caused the failsafe to send a signal to close the Main Steam Isolation Valve
(hereinafter referred to as MSIV), and the MSIV was closed down. Regarding this point,
since the increase in the main steam flow volume that would be measured if the main
steam piping was broken, was not confirmed in the Past Event Records Device, TEPCO
judged that judged that there were no breaks in the main steam piping and NISA considers that is a logical reason to make that judgment.
....

Возможно, до этого были данные от наблюдателей на БЩУ, а не нормальный мониторинг.

Сообщение отредактировал eNeR - 27.10.2011, 8:51

[eNeR]

По поводу батарей. Использовались батареи в системе RCIC (стр. 257)
Securement of Al ternative DC Power Supply (Temporary Storage Battery, etc.)
In the PSA referenced in deriving the accident management system that has
been establ ished to date, a mechanical failure of a storage battery has been
considered, and a period of t ime during which the DC power supply must
function has been defined as 8 hours in the event tree of the off -site power
supply loss event . In considerat ion of the presence or absence of power
supply recovery within 8 hours, if the off-si te power supply fails to
recover during this period, it is assessed that the RCIC system could not
cont inue running. As a result , i t was assessed that the off -site power
supply might be more likely to recover, and loss of the DC power supply
facil ities would not be an event having a significant influence on the risk.
Therefore, the preparat ion of temporary storage bat teri es was not a matter
to be dealt with.
In this accident , arrangement s were made for carrying the storage bat teries
in the site. But , since carry-in works were difficult and such work was
performed in the dark due to the impact of the earthquake and tsunami
disasters, difficulties arose in the recovery of the operat ion of the
equipment following the accident, and the operat ion of the instrumentat ion
system for recording plant parameters. Furthermore, the plant parameters
that serve as important data in developing preventive measures after
terminat ion of the accident could not be sufficiently saved.

[eNeR]

Великая японская стена.
http://jen.jiji.com/jc/eng?g=eco&k=2011102601013

Документы от ТЕПКо:
http://www.tepco.co.jp/en/press/corp-com/r...es/111026e8.pdf
http://www.tepco.co.jp/en/press/corp-com/r...es/111026e9.pdf

[Smith]

если уже было, то извините
http://www.ukrns.odessa.net/Doc/Pogosov_Kravchenko.pdf

[AtomInfo.Ru]

ТОКИО, 26 октября. / Корр. ИТАР-ТАСС Игорь Беляев/.
...
Также в техническом руководстве полностью отсутствовала информация о том, как вручную открыть клапаны для снижения давления в реакторах. Обычно открытие этих клапанов для сброса пара происходит в автоматическом режиме. В итоге, специалистам ТЭПКО понадобилось несколько часов для того, чтобы открыть клапаны в ручном режиме,

Может быть, это другая крайность.

Ещё в первые недели была информация - в том числе, от людей, которым я верю - о дозозатратах на открытие клапана вручную.

Они были впритык или даже более, чем действовавшая в Японии норма для чрезвычайных ситуаций (100 мЗв). Вообще-то посылать работника в таких условиях чревато уголовным делом. И кто его знает, как данный факт сказался на поведение людей на площадке и штаба в Токио.

Кто продавил такие несусветно низкие аварийные нормы для японского персонала задолго до аварии? Уж точно не TEPCO. Отвечать должно учёное сообщество Японии, в частности, их представители в регуляторе NSC. И ещё кто-нибудь.

Теперь, конечно, всё можно списать на брак в инструкциях. И на отсутствие тренировок - благо, что их действительно не было (помните, писал как-то об этом со ссылкой на источник).

P.S. Почему-то тема о 100 мЗв на клапан для японской прессы неудобна. Во всяком случае, большого внимания к ней я пока не обнаружил.

[LAV48]

Может быть, это другая крайность.

Ещё в первые недели была информация - в том числе, от людей, которым я верю - о дозозатратах на открытие клапана вручную.

Они были впритык или даже более, чем действовавшая в Японии норма для чрезвычайных ситуаций (100 мЗв). Вообще-то посылать работника в таких условиях чревато уголовным делом. И кто его знает, как данный факт сказался на поведение людей на площадке и штаба в Токио.

Кто продавил такие несусветно низкие аварийные нормы для японского персонала задолго до аварии? Уж точно не TEPCO. Отвечать должно учёное сообщество Японии, в частности, их представители в регуляторе NSC. И ещё кто-нибудь.

Теперь, конечно, всё можно списать на брак в инструкциях. И на отсутствие тренировок - благо, что их действительно не было (помните, писал как-то об этом со ссылкой на источник).

P.S. Почему-то тема о 100 мЗв на клапан для японской прессы неудобна. Во всяком случае, большого внимания к ней я пока не обнаружил.

Дело ещё в том, что никто точно не знал, сколько схватит работник открывая клапан, в момент принятия решения речь могла идти и о другом порядке дозы, да и сейчас фактически достоверных данных нет.

[AtomInfo.Ru]

По поводу батарей. Использовались батареи в системе RCIC (стр. 257)

Это не первый блок. RCIC на первом блоке нет.
На третьем блоке аккумуляторы были и спокойно прожили, пока не померли (following the depletion of dc power (in the form of a storage battery), стр.249).

Не понял я, где конкретно были нужны аккумуляторы на первом блоке. Автор злобной статьи настойчиво делает на них упор, но пока кроме электропривода для злосчастного 10-бэрного клапана других применений не нашёл.

Instructions in the manuals were all based on the assumption that two backup direct current batteries at reactor 1 would keep working throughout any emergency. In fact, the batteries were knocked out by water when the monster tsunami struck and crippled the Fukushima plant.

The manuals also failed to instruct workers to open by hand critical valves normally powered by electricity to vent steam and thus reduce pressure in the containment vessel. The DC batteries were supposed to supply power to operate those valves.

В письме Кана есть одно упоминание на стр.249: "...dc power was also lost for unit 1". Но без конкретики.

Ещё. Посмотрел мартовские презентации. Оказывается, японское учёное сообщество назвало фукусимский SAMG устаревшим ("сделанным в 90-ые годы") в самые первые дни. Первое упоминание нашёл 15 марта. Просто тогда на эти слова никто не обратил особого внимания.

[AtomInfo.Ru]

Дело ещё в том, что никто точно не знал, сколько схватит работник открывая клапан, в момент принятия решения речь могла идти и о другом порядке дозы, да и сейчас фактически достоверных данных нет.

Возможно, я что-то путаю за прошествием времени. Но сдаётся, что про 100 мЗв на клапан было известно в самые первые дни. Подтверждения откопать не могу. Возможно, Вы правы.

[AtomInfo.Ru]

взят из «Письма Кана в IAEA»

Отличный документ, кстати. Но читать его долго. Реально много букв

Ниже буквы про водород. К вопросу, учитывали/не учитывали.

No requirements are specified for measures against hydrogen explosion at the reactor bui lding. Also, the Common Confabulation Interim Report which deals wi th "beyond design basis events" does not describe such requirements.

The PSA includes a scenario in which hydrogen arising... but this is an assessment from a viewpoint of the integrity of the PCV, and no discussions were made for damage to the reactor building.

[AtomInfo.Ru]

И там же нашёл ответ на вопрос, куда лили пресную воду на первом блоке 12 марта (до морской воды).

В табл.IV-5-1 (стр.175) говорится, что в спринклерную систему активной зоны (water was injected from the core spray system). Диаграмма - на рис.IV-2-15 (стр.153). То есть, утверждают, что в корпус вода попадала.

[Dozik]

Дело ещё в том, что никто точно не знал, сколько схватит работник открывая клапан, в момент принятия решения речь могла идти и о другом порядке дозы, да и сейчас фактически достоверных данных нет.

Не знаю, про что вы говорите? У них, что в смене дозиметристов нет? Да и прямопоказывающие дозиметры на что? И по мощности дозы и по накопленной. Поставили уставку на 70-80 мЗв - "орать" будет при наборе. Набрал - пошел обратно...
А 100 мЗв, возможно из последних рекомендаций МКРЗ (103): там есть фраза о том, что "доза в 100 мЗв признается потенциально-опасной для здоровья". Вот японцы и ужесточили, так сказать, ради здоровья персонала...