АЭС Фукусима, Ветка с жёсткой модерацией Опции

[Nut]

А не публиковались-ли температуры внутри ГО. При определенном раскладе можно предположить, что прокладка желтой крышечки выгорела (там похоже резина или что-то подобное) и водород пошел прямо в ЦЗ, ну это версия, как и то, что кабельная продукция в ГО тоже должна выгореть в зоне болнее-менее приближенной к реактору, ну там пайка всякая должна расплавиться, одни словом пока мрак

Были температуры. Но в ГО они не такие страшные (по крайней мере не так, чтобы что-то поплавилось или выгорело). Думаю выше 200-250 не было. Неоткуда. Внизу может пик был чуть больше когда КР проплавился под высоким давлением. Кстати, выход кориума под высоким давлением считается очень нехорошим, поэтому очень важным считается снизить давление в КР, даже если невозможно предотвратить проплавление КР.

[инженер_Гарин]

http://www.tepco.co.jp/en/nu/fukushima-np/...p_data_1u-e.pdf
http://www.ic.unicamp.br/~stolfi/EXPORT/pr...s/cur/Main.html

Спасибо. Бегло вижу расплавление топлива, а по корпусу очень далеко

[инженер_Гарин]

Под куполом под 200, для резины вполне достаточно чтобы поплыть, а в сочетании с давлением вполне реально разуплотнение

[eNeR]

Под куполом под 200, для резины вполне достаточно чтобы поплыть, а в сочетании с давлением вполне реально разуплотнение

Было дело...

http://www.yomiuri.co.jp/dy/national/T110525006455.htm
Along with the meltdown, the temperature inside the steel containment vessel, which contains the pressure vessel, rose until it reached 300 C in 18 hours after the quake, much higher than 138 C the vessel was designed for. It is believed the internal temperature continued to rise after that.
Containment vessels are designed for a much lower temperature and pressure than pressure vessels, which can be exposed to temperatures close to 300 C and pressure reaching 70 bars when a reactor is in operation.
Rubber and metal parts used to seal pipes and other devices in the containment vessel apparently deteriorated quickly under temperatures exceeding 300 C. This may have caused steam containing radioactive materials to leak, the report said.
The pressure inside the containment vessel reached 8.4 bars 12 hours after the quake, which is nearly two times the pressure it was designed for. Damage to the containment vessel might have progressed faster than the analysis, TEPCO said.
(May. 26, 2011)

Сообщение отредактировал eNeR - 12.11.2011, 23:09

[инженер_Гарин]

Было дело...

http://www.yomiuri.co.jp/dy/national/T110525006455.htm
Along with the meltdown, the temperature inside the steel containment vessel, which contains the pressure vessel, rose until it reached 300 C in 18 hours after the quake, much higher than 138 C the vessel was designed for. It is believed the internal temperature continued to rise after that.
Containment vessels are designed for a much lower temperature and pressure than pressure vessels, which can be exposed to temperatures close to 300 C and pressure reaching 70 bars when a reactor is in operation.
Rubber and metal parts used to seal pipes and other devices in the containment vessel apparently deteriorated quickly under temperatures exceeding 300 C. This may have caused steam containing radioactive materials to leak, the report said.
The pressure inside the containment vessel reached 8.4 bars 12 hours after the quake, which is nearly two times the pressure it was designed for. Damage to the containment vessel might have progressed faster than the analysis, TEPCO said.

(May. 26, 2011)

По нашим ГОСТам для резиновых прокладок 80 градусов предел. А вот на 440-х блоках на элементах уплотнения ГО резины дофига, есть над чем подумать при стресс-тестах

[Pakman]

Мне не понятно другое: а с чем связаны такие большие дозы при окрытии вентилей? (стр.19 отчета). Мощность дозы в 30 рентген/час в "торус рум" - на остановленном и еще не поврежднном реакторе - как-то многовато...

Скорее всего, к этому времени (полтретьего ночи) верх активной зоны был уже обнажён, твэлы теряли герметичность и в тор через предохранительные клапаны вместе в паром улетало их содержимое. Соответственно, рядом с тором начинало становиться некомфортно.

[Nut]

По нашим ГОСТам для резиновых прокладок 80 градусов предел. А вот на 440-х блоках на элементах уплотнения ГО резины дофига, есть над чем подумать при стресс-тестах

Сильно не верится, что желтая крышка уплотняется резинкой. Просто не может быть. Это же ГО, а не клизьма (и не презерватив).

[Alexandr Pol]

Резина бывает разная. Та, что крышку в скороварке уплотняет, 180 держит. А резинки, что на Днепропетровском заводе РТИ делали для нужд ЮМЗ - 300. А для клизмы - оно конечно не к чему - белок при +60 коагулирурет. Для презерватива аналогично. В последнем, правда, вообще не совсем резина.

[сергей]

Резина действительно разная бывает .равно и "паронит" бывает (разных типов) ,и другие специфические материалы.Мне ,кажется в углублении в тему "резины" ,ушли от характера развития событий ,действий ,их продуманности и адекватности на станции.Пока ,увы,все таки не складывается хронология событий (по подтвержденным данным) с характером протекания процесса (подтвержденным),с действиями и обоснованностью этих действий(руководства ,инструкции и т.п.) и качество представления происходящего и предусмотренного(т.е. ,ранее обсчитанные сценарии процесса)+наличие и адекватная оценка средств и методов воздействия на момент аварии.Не складывается оценка действий(представление +результат) с ходом развития и итогом ,к которому пришли.Для понимания (трактовки) адекватности действий пока не достаточно информации.(Наверное,пока?)
Например,на вскидку.Насколько граничной и при каких условиях является скорость расхолаживания более 56 (60) С в час?Требует ли это в документации "особых" разрешающих условий?Является ли такая скорость при штатном расхолаживании критерием неплотности штатных систем ,и требует ли каких то определенных действий?
Чем дальше "ковыряешься" ,-тем больше вопросов.
Пока приходится "пыхтеть" ,пытаясь свести всевозможные отчеты по моделированию с "кусками" данных ,появляющихся в сетке.Для того ,чтобы прояснить для себя возможные варианты развития событий.Увы,не всегда получается свести однозначно и доказуемо.Но,время играет за нас..

[RocketMan]

Скорее всего, к этому времени (полтретьего ночи) верх активной зоны был уже обнажён, твэлы теряли герметичность и в тор через предохранительные клапаны вместе в паром улетало их содержимое. Соответственно, рядом с тором начинало становиться некомфортно.

Никакого полтретьего ночи. Вот первое упоминание повышения радиации - оно было в 21:51 в блоке 1:

Dose rates in the reactor building increased to such a level that, by 2151 (T plus 7.1 hours), access to the building was restricted. By 2300 (T plus 8.2 hours), dose rates as high as 120 mrem/hr (1.2 mSv/hr) were detected outside the north reactor building personnel air lock door. Dose rates in the control room also increased.

Чуть ранее:

At 2007, reactor pressure indicated 1,000 psig (6.9 MPa gauge). Reactor water level was still unknown.
...
Water level indication was restored in the control room at 2119 (T plus 6.5 hours). Indicated reactor water level was approximately 8 inches (200 mm) above the top of active fuel (TAF).

Подскажите - это правда, что в BWR вода в реакторе после останова (SCRAMа) быстро, за пару минут, теряет активность - там нет долгоживущих изотопов? Если да, то до разрушения топлива активности снаружи быть не должно, даже если ГО начал "травить" после землетруса или после поднятия давления, но до разрушения зоны. Значит, активность появилась только после разрушения АЗ, раньше - никак не могло быть.

Правильно ли мнение, что если бы японы стравили давление ДО разрушения АЗ, то дряни бы вылетело намного меньше, чем в том, что они натворили в реале? Да и пароцирку меньше бы воды досталось. (В смысле - даже если после стравливания они так и не смогли подать в КР воду, и АЗ расплавлась).

[anarxi]

Правильно ли мнение, что если бы японы стравили давление ДО разрушения АЗ, то дряни бы вылетело намного меньше, чем в том, что они натворили в реале? Да и пароцирку меньше бы воды досталось. (В смысле - даже если после стравливания они так и не смогли подать в КР воду, и АЗ расплавлась).

Присоединяюсь к вопросу.

[Pakman]

Подскажите - это правда, что в BWR вода в реакторе после останова (SCRAMа) быстро, за пару минут, теряет активность - там нет долгоживущих изотопов?

Нет, неправда. Таким свойством обладают лишь экологически чистые реакторы Чернобыльского типа. А в BWR, как и в любом корпусном реакторе, в теплоносителе плавает вся таблица Менделеева - прохудившиеся ТВС в них на ходу менять ещё не научились.

[AtomInfo.Ru]

Подскажите - это правда, что в BWR вода в реакторе после останова (SCRAMа) быстро, за пару минут, теряет активность - там нет долгоживущих изотопов?

Присоединяюсь к сказанному Pakman'ом.

Правильно ли мнение, что если бы японы стравили давление ДО разрушения АЗ, то дряни бы вылетело намного меньше, чем в том, что они натворили в реале?

Это мой давний вопрос - может быть, было выгоднее стравливать, не дожидаясь конца эвакуации. Могу сказать, что в Москве в штабе бесились во второй день (ещё до взрыва) - почему японцы не начали вентиляцию?

Из совершенно общих соображений. Даже до повреждения активной зоны, а не до её расплавления, в контуре было меньше радиоактивных веществ. Это совершенно очевидно. Оболочка твэла играет роль защитного барьера, и если она разрушена, то осколки деления и проч. выходят напрямую в контур.

При эксплуатации реактора допускается определённое количество дефектных твэлов. Наверное, Dozik лучше скажет, я уже забыл за давностью лет точные определения, но речь идёт, допустим, о 1% твэлов с микронеплотностями (цифра по памяти, могу ошибаться). На Фукусиме японцы получили в пределе 100% твэлов со снятой оболочкой. Конечно, активность в контуре возросла на многие порядки.

[AtomInfo.Ru]

Дополнение.

У BWR есть фанаты даже в России. Вспомнил, что от одного из них я слышал эту версию (про быстрый спад активности в BWR после останова). Тогда эта тема меня слабо интересовала, уточнять не стал.

Сейчас основания для такого утверждения не вижу. Вряд ли дело в изотопах (что на BWR, что на PWR из-под оболочек выходят те же самые цезий с йодом). Возможно, на особенности контуров надо смотреть.

Кстати, блоки с BWR обычно более грязные, чем блоки с PWR. Может, имеется в виду, что на BWR с паром выносится всё на хрен (в помещения)? И там чистится фильтрами на HVAC'ах?

[AtomInfo.Ru]

ТЕПКо опубликовала пресс-релиз, в котором утверждается, что арматура после системы закачки азота в контаймент где-то травит.
В связи с этим не весь объём азота попадает по назначению.
Величина утечки пропорциональноа давлению закачиваемого.
Документ: http://www.tepco.co.jp/en/nu/fukushima-np/...111111_01-e.pdf

Всё-таки, это не утечка. Pressure loss - это потеря давления в трубе.

[eNeR]

Всё-таки, это не утечка. Pressure loss - это потеря давления в трубе.

А разница тогда в чём?
Искренне не понимаю.

[AtomInfo.Ru]

А разница тогда в чём?
Искренне не понимаю.

Не потеря. Правильнее - перепад давления. Перепад давления как раз прямо пропорционален квадрату объёмного расхода через трубу. О чём японцы и пишут: "The figure of pressure loss is proportional to the square of amount of nitrogen injection".

Суть пресс-релиза, как я понял, в том, что японцы забыли изменить в расчётах значение перепада на трубе, по которой закачивается азот, после того как изменили (подняли) объёмный расход азота. И теперь они пересчитали задним числом давления с 30 октября по 11 ноября.

Сообщение отредактировал AtomInfo.Ru - 14.11.2011, 10:20

Причина редактирования: тьфу! квадрату расхода, конечно :(

[eNeR]

Не потеря. Правильнее - перепад давления. Перепад давления как раз прямо пропорционален квадрату объёмного расхода через трубу.

Понял.

Кстати, гулял тут по интернетам, нарыл достаточно свежий взгляд на ход аварии на первом блоке от японского ex-RPV designer'a
http://www.cnic.jp/english/newsletter/nit1..._deception.html
Шрифт нечитаемый, лучше через Ворд смотреть.
Не знаю, насколько товарищ прав, но пишет красиво.
Может кто откоментирует?

[AtomInfo.Ru]

Не знаю, насколько товарищ прав, но пишет красиво.

Надо почитать внимательнее. Ключевые абзацы, на мой взгляд, эти. Он упорно пытается доказать, что рост давления на первом блоке произошёл в результате землетрясения вследствие недостатков конструкции контейнмента Mark-I. Считает, что была LOCA при землетрясении.

Kindly refer once again to Figure 2. When a pipe breaks and an LOCA occurs, large amounts of steam blow out into the drywell from the crack (marked as B in Fig. 2) and head furiously toward the (pressure) suppression chamber. The steam entering the suppression chamber is at first guided to a doughnut-shaped pipe called a ‘ring header,’ and is then introduced into the water in the suppression chamber through a large number of pipes known as downcomers. When this happens, the volume of the steam is reduced as it condenses into water, and thus the pressure is relieved (‘suppressed’).

However, in fact, ‘before’ the steam passes through the downcomers and enters the water, the nitrogen gas filling the containment vessel is firstly pushed violently down through the downcomers and into the water. Since nitrogen gas does not dissolve in water, the instant it exits the downcomers the nitrogen gas greatly expands in the water (called ‘swelling’). This causes the large mass of water in the suppression chamber to shake violently, both vertically and horizontally. This can result in the ends of the downcomers to come above the water level, failing to introduce the steam into the water correctly. The steam is then ejected into the space at the top of the suppression chamber. The water does not therefore lose volume through condensation and the containment vessel pressure is not relieved (loss of function of the pressure suppression mechanism).

Or perhaps, because of the violent shaking of the water, the downcomers and the ring header were damaged, again possibly resulting in a total loss of function of the pressure suppression mechanism. This issue of the structural strength of the suppression chamber and loss of suppression mechanism brought about by the ‘hydrodynamic loads’ is the NRC’s ‘unresolved safety issue.’

In the case of the 1F accident, the problem was extremely severe, since the extra load of the seismic motion was added to the hydrodynamic loads. The large mass of water in the suppression chamber (1750 tons of water in the case of 1F 1) must have been ‘sloshing’ violently during the main earthquake and the aftershocks, and thus the suppression chamber mechanism may not have been functioning correctly or the downcomers and ring header may have been damaged.

[Nut]

Понял.

Кстати, гулял тут по интернетам, нарыл достаточно свежий взгляд на ход аварии на первом блоке от японского ex-RPV designer'a
http://www.cnic.jp/english/newsletter/nit1..._deception.html
Шрифт нечитаемый, лучше через Ворд смотреть.
Не знаю, насколько товарищ прав, но пишет красиво.
Может кто откоментирует?

Буков много. Гипотеза интересная, что сразу бросается в глаза:
ГО заполнена азотом изначально - это несколько оригинально, хотя ГО маленькая, все равно, даже трудно поверить.
Если давление в ГО выросло из-за течи внутри, т.е. испарения воды, то получается, что при течи и испарении всей воды давление в ГО всегда (проектно) должно превышать максимальное проектное??? Так получается из статьи. Но это как-то вызывает сомнение. Неужели такой ущербный проект?
Ну и третье. Вроде раньше мы смотрели на графиках - давление контура проваливалось с номинального при подключении конденсера, а потом восстанавливалось при его отключении. Такого эффекта не будет, если в контуре дырка, как считает специалист.
Сразу предупреждаю, статью не дочитал, может, дальше что-то объясняется, тогда звиняйте.