АЭС Фукусима, Ветка с жёсткой модерацией Опции

[AtomInfo.Ru]

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.

А он не смотрит эти графики. Или он их не видел, или они не вписываются в гипотезу. Он берёт расчёты и измерения TEPCO после цунами и на их основании строит предположения, что было после землетрясения (разрыв вплоть до гильотинного, колебания воды в барботёре etc.).

То, что TEPCO опубликовала из трендов, он упускает.

[Nut]

А он не смотрит эти графики. Или он их не видел, или они не вписываются в гипотезу. Он берёт расчёты и измерения TEPCO после цунами и на их основании строит предположения, что было после землетрясения (разрыв вплоть до гильотинного, колебания воды в барботёре etc.).

То, что TEPCO опубликовала из трендов, он упускает.

Да, как-то не очень верится в такую гипотезу. Думаю, ничего там не оборвалось. А вот то, что атмосфера ГО изначально инертизируется азотом, этого не знал. Если конечно это правда. Может неправильно понял вражеские буквы?

[AtomInfo.Ru]

А вот то, что атмосфера ГО изначально инертизируется азотом, этого не знал. Если конечно это правда. Может неправильно понял вражеские буквы?

Не всех.

Ссылка, у нас была как-то.
http://www.ansn-jp.org/jneslibrary/npp2.pdf

In order to prevent such a case, BWR containments are kept inert with nitrogen gas (Mark-III type containment is designed not to use the nitrogen gas, but it is not adopted in Japan) during normal operation, and the 11 flammability control system to prevent hydrogen combustion by recombining the generated hydrogen gas with oxygen gas.

[eNeR]

Ну вот в некоторых тепкодокументах буковки N₂ применительно к DW и SC проскакивают.
f1_2_Chart1 12 страница (справка на второй)

Эх, жаль - японцев нет на форуме. Они бы объяснили что за график «Drywell press / Makeup N2 flow»

Сообщение отредактировал eNeR - 14.11.2011, 11:50

[barvi7]

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.

Требования по количеству дефектных твэл содержатся в ПБЯ РУ АС:
1. Эксплуатационный предел повреждения твэлов за счет образования микротрещин с дефектами типа газовой неплотности оболочки не должен превышать 0,2% твэлов и 0,02% твэлов при прямом контакте ядерного топлива с теплоносителем.
2. Предел безопасной эксплуатации по количеству и величине дефектов твэлов со-ставляет 1% твэлов с дефектами типа газовой неплотности и 0,1% твэлов, для которых имеет место прямой контакт теплоносителя и ядерного топлива.

Плавление твэла в большей степени "опасно" не потерей оболочки твэла (защитного барьера), а "повреждением" первого защитного барьера - топливной матрицы.
Топливная матрица при нормальных условиях (при рабочих температурах) удерживает в себе практически ВСЕ продукты деления, кроме : почти всех РБГ и ~ 1-3 % йодов и др. подобных.
С ростом температуры (при плавлении) "скорость" диффузии ВСЕХ осколков деления растет примерно на порядок (в 5-15 раз) на каждые 100 С подъема температуры топлива.
При достижении температуры плавления скорость выхода увеличивается в тысячи и много более раз по сравнению с рабочими. Конечно "сказывается" и отсутствие оболочки при этом.
Поэтому в ходе аварии, если были "срывы" в охлаждении активной зоны, то чем раньше можно подавать воду для охлаждения "топлива", тем лучше - даже несмотря на доп. питание для пароциркониевой реакции.

[Nut]

Не всех.

Ссылка, у нас была как-то.
http://www.ansn-jp.org/jneslibrary/npp2.pdf

In order to prevent such a case, BWR containments are kept inert with nitrogen gas (Mark-III type containment is designed not to use the nitrogen gas, but it is not adopted in Japan) during normal operation, and the 11 flammability control system to prevent hydrogen combustion by recombining the generated hydrogen gas with oxygen gas.

Может они просто продувают азотом барботер (это кстати очевидно) и ГО в верхней точке? А не инертизируют всю ГО.
Если всю ГО заполняют азотом, тогда становится понятным почему не было взрыва в ГО. Я думал из-за пара, а вот оказывается еще и из-за азота. Вот что выясняется через полгода. Ну и правильно, ведь нет специалистов по BWR в нашей песочнице.

[AtomInfo.Ru]

Barvi7,

спасибо!

[AtomInfo.Ru]

Может они просто продувают азотом барботер (это кстати очевидно) и ГО в верхней точке? А не инертизируют всю ГО.
Если всю ГО заполняют азотом, тогда становится понятным почему не было взрыва в ГО. Я думал из-за пара, а вот оказывается еще и из-за азота. Вот что выясняется через полгода. Ну и правильно, ведь нет специалистов по BWR в нашей песочнице.

Nut,

дело может быть не в различии песочниц, а в возрасте проекта.

Как нам рассказывали ветераны Первой станции, её проектанты очень боялись водорода. Больше чем критичности. С критикой понятно, что делать, а водород может просачиваться и скапливаться где угодно.

Поэтому нашу станцию где возможно полностью накачали гелием. Инженерная чуйка не сработала - герметичность обеспечить не удалось, гелий тёк. Поэтому у нас перешли на азотно-гелиевую смесь, и смена периодически подкачивала азот в установку.

Водород у проектантов 50-ых был фетишем. Вполне логично, если в первых проектах (а Фукусима-1-1 - очень старый проект) пошли на такие крайние меры как заполнить азотом весь гермообъём. А потом, сами знаете, что-то внести в проект легко, но изъятие в последующих проектах станет делом долгим и требующим огромного объёма обоснований.

Не знаю ответа на вопрос о полном заполнении ГО Фукусимы азотом. Но если ответ будет "да", то он, по крайней мере, не войдёт в противоречие с тогдашней (50-60 годы) модой в проектировании.

[SVT]

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

Добрый день.
В завершение. Из мягкого листового металла обычно делается.
Деформируемая при обжатии. Одноразовая.

[Pakman]

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?

Конечно же нет.
Ex-RPV designer жёстко тупит, пытаясь выдумать сущность, которой не было. Так называемая его "загадка века" - почему давление в гермооболочке превысило проектное, имеет простой ответ: проектом предусмотрено "нормальное" протекание LOCA в условиях функционирующих систем аварийного охлаждения, в том числе спринклеров в ГО (Containment spray), которые эффективно конденсируют пар в drywell, несмотря на присутствие неконденсирующихся газов. Ненормальное протекание тоже предусмотрено проектом - можно выпустить давление в атмосферу (откуда им было знать... ).

Кроме того, на форуме был разговор, что проектное давление в гермооболочке по условиям прочности составляет 0,8 МПа, но испытаниями установлено, что после 0,45 МПа теряется свойство герметичности.

[eNeR]

Конечно же нет.
Ex-RPV designer жёстко тупит

Потому наверное и Экс... зато с азотом прояснилось.

Подробности о поездке журналистов на Фукусиму
http://cryptome.org/eyeball/daiichi-111211...ichi-111211.htm

[Pakman]

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?

Вобще, RoketMan имел в виду: а не следовало ли устроить реактору "depressurize" - сбросить давление в корпусе - в самом начале энцидента с электропитанием. Nut упомянал, что выход кориума под давлением считается менее предпочтительным вариантом. Можно себе представить, как кориум разбрызгивется под днищем реактора как из пульверизатора. Грязи наверное высвобождается - выше крышы. Зато нет проблем с его охлаждением и всяческими СЦР-ами.

[Dozik]

Плавление твэла в большей степени "опасно" не потерей оболочки твэла (защитного барьера), а "повреждением" первого защитного барьера - топливной матрицы.
Топливная матрица при нормальных условиях (при рабочих температурах) удерживает в себе практически ВСЕ продукты деления, кроме : почти всех РБГ и ~ 1-3 % йодов и др. подобных.
С ростом температуры (при плавлении) "скорость" диффузии ВСЕХ осколков деления растет примерно на порядок (в 5-15 раз) на каждые 100 С подъема температуры топлива.
При достижении температуры плавления скорость выхода увеличивается в тысячи и много более раз по сравнению с рабочими. Конечно "сказывается" и отсутствие оболочки при этом.

Все так. Единственно что хотел бы добавить: не уверен, что в "нормальных" условиях все ИРГ (или РБГ по старому) выходят из топливной матрицы под оболочку твэла. Мне кажется, что порядка 10-15% от накопленного количества. По крайней мере в УОБах, при расчетах выбросов, видел такие цифры. Но это надо в книжке посмотреть.
Что касается "относительной чистоты" первого контура BWR и быстрого спада активности за несколько минут. Тут вопрос сложный: что считать за активность? Дело в том, что во всех реакторах присутствует азот-16 (ну и в меньшей степени азот-13) и он имеет достаточно большую активность. Возможно, больше, чем все остальные радионуклиды. Но у него период полураспада 7,1 сек. Сколько его в том или другом реакторе - я не знаю. Но спадать будет быстро.
Что же касается "обычных" радионуклидов, то BWR конечно почище двухконтурных реакторов (PWR). В ТехДоке МАГАТЭ (te_0955r), что лежит на соседней ветке, есть типичный состав воды 1 контура (таблицы 1Б и 1В). Основную активность и там и там дают "короткие" йоды (в 2-х контурных еще и ИРГ). Их активность в 2-х контурных в 20-30 раз выше, чем у одноконтурных (как уже здесь говорили, РБМК вне конкуренции - топливо перегружается во время компании, "на ходу"). Но спадать активность коротких йодов будет примерно одинаково.
В общем, ИМХО, впечатление складывается, что уже через 6-8 часов топливо уже было повреждено и это влияло на ухудшение радиационной обстановки. 1,2 мЗв/час снаружи блока - многовато будет...

[Nut]

Конечно же нет.
Ex-RPV designer жёстко тупит, пытаясь выдумать сущность, которой не было. Так называемая его "загадка века" - почему давление в гермооболочке превысило проектное, имеет простой ответ: проектом предусмотрено "нормальное" протекание LOCA в условиях функционирующих систем аварийного охлаждения, в том числе спринклеров в ГО (Containment spray), которые эффективно конденсируют пар в drywell, несмотря на присутствие неконденсирующихся газов. Ненормальное протекание тоже предусмотрено проектом - можно выпустить давление в атмосферу (откуда им было знать... ).

Кроме того, на форуме был разговор, что проектное давление в гермооболочке по условиям прочности составляет 0,8 МПа, но испытаниями установлено, что после 0,45 МПа теряется свойство герметичности.

Наверное действительно фантазирует. Только еще дополнение. Например на ВВЭР при полном испарении всей воды 1контура и НЕСРАБАТЫВАНИИ спринк.сист. , давление в ГО все равно не превысит допустимого. Вот так хорошо, а на этом гнусном проекте LOCA без спр. сист.должна приводить к переопрессовке ГО???? Тогда надо все эти проекты в помойку, проектантов - в Жмеринку (места в палатах есть).
Ну как-то не верится, просто чего-то не знаем. А пациент в статье что-то некорректно написал.

[ВОВИЩЕ]

Сколько его в том или другом реакторе - я не знаю.

Активность теплоносителя первого контура по азоту-16
на разных участках ГЦК (ВВЭР-1000, мощность номинальная)
Выход из а.з. 3,30+06 (8,97-02)
Выход из реактора 3,24+06 (8,76-02)
Вход в ПГ 2,80+06 (7,52-02)
Выход из ПГ 2,06+06 (5,57-02)
Вход в реактор 1,56+06 (4,22-02)
Бк/см3 (Ки/дм3)

[Nut]

...выход кориума под давлением считается менее предпочтительным вариантом.

Это очень мягко сказано.
За несброс давления - сразу клизьму и фиксируют.

[barvi7]

Все так. Единственно что хотел бы добавить: не уверен, что в "нормальных" условиях все ИРГ (или РБГ по старому) выходят из топливной матрицы под оболочку твэла. Мне кажется, что порядка 10-15% от накопленного количества. По крайней мере в УОБах, при расчетах выбросов, видел такие цифры. Но это надо в книжке посмотреть.

В первом собщении написано почти все РБГ - согласен ОШИБКА, слово почти надо в кавычки.
РБГ (ИРГ) выходят в наибольшем количестве в десяток раз больше, чем йоды. А йоды по лит. источниками до 1-2 % (в нормальных условиях).
Если бы РБГ выходили много более 20-30 %, то тогда бы у реактора меньше было бы проблем с Хе "колебаниями" на 135 Хе.

[RocketMan]

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.

Спасибо.

В цифрах (Бк/л) какова "грязность" воды в типичном BWR (а) сразу после останова? (б) через, допустим, сутки?

[Dozik]

В цифрах (Бк/л) какова "грязность" воды в типичном BWR (а) сразу после останова? (б) через, допустим, сутки?

Здесь http://forum.atominfo.ru/index.php?showtop...ost&p=29614 в ТехДоке МАГАТЭ "Руководство по РЗ при авариях ядерных реакторов" - есть "типичный" радионуклидный состав воды (стр.176). На момент останова - порядка 3 кБк/г. Стоит, правда учесть, что при останове активность продуктов деления может увеличивается примерно на порядок из-за спайк-эффекта (выход из под оболочек не совсем герметичных твэлов). Тогда может быть до 30 кБк/кг. Но это не обязательно, поэтому учитывать не будем. Тогда, через сутки - примерно, 0,6 кБк/г. Но это очень грубо, так как нужно учитывать сброс давления, переходные процессы и т.д. Это при "нормальных" остановах.

[Pakman]

Наверное действительно фантазирует. Только еще дополнение. Например на ВВЭР при полном испарении всей воды 1контура и НЕСРАБАТЫВАНИИ спринк.сист. , давление в ГО все равно не превысит допустимого. Вот так хорошо, а на этом гнусном проекте LOCA без спр. сист.должна приводить к переопрессовке ГО????

BWR должен быть дёшев и сердит, а включать в гермообъём центральный зал слишком накладно. Поэтому, объём гермооболочки BWR в 6 раз меньше ВВЭР-овской. И тут всякий вариант возможен.