АЭС Фукусима, Ветка с жёсткой модерацией Опции

[alex_bykov]

При разрыве холодной нитки ГЦК + не работа активной части САОЗ + несрабатывание (или даже срабатывание) "нижних" ГЕ САОЗ - верхняя часть активной зоны оголяется и осушается , а когда достигнем срабатывания верхних ГЕ, то вода от верхних ГЕ черех верхнюю камеру смешения, БЗТ попадает на ТВС сверху - "читайте" на оголенную + перегретую активную зону.

Ответьте на вопрос - почему в PWR гидроемкости сливаются только в нижнюю камеру смешения? Они, что не знают, что вода идет туда, где меньше сопротивление или проблема комлплексная - из (минимум) двух зол 1) частичная потеря воды в разрыв или 2) разрушение ВКУ и корпуса выбирают меньшее.

Ребята, вы чего? При разрыве холодной нитки ГЦК уровень все равно остается над твэлами, давление до срабатывания пассивных САОЗ падает много быстрее, чем уровень понизится до оголения твэлов.

[ilya j.]

Повышение рад.фона на границе АЭС Фукусима в 10000 от естественного (я так вижу по сводке на сайте jaif) говорит в пользу этого.

Решил проверить свои выводы расчётом и получается, что либо японцы - молодцы, очень качественно залили всё водой, и в ней осталась большая часть ПД, либо степень повреждения зоны на блоках 1-3 меньше заявленной (70% для ЭБ 1 и 33% для ЭБ 2, для ЭБ 3 не нашёл), либо и то, и другое.
Потому что иначе расчётные интенсивности облучения на границе АЭС (примем 1 км) с учётом выбросов с 3-х блоков были бы в 40-100 раз больше.

Есть ещё вариант, что сообщаемые уровни радиации занижены. Но не хочется в это верить...

Сообщение отредактировал ilya j. - 17.3.2011, 12:15

[Nut]

Решил проверить свои выводы расчётом и получается, что либо японцы - молодцы, очень качественно залили всё водой, и в ней осталась большая часть ПД, либо степень повреждения зоны на блоках 1-3 меньше заявленной (70% для ЭБ 1 и 33% для ЭБ 2, для ЭБ 3 не нашёл), либо и то, и другое.
Потому что иначе расчётные интенсивности облучения на границе АЭС (примем 1 км) с учётом выбросов с 3-х блоков были бы в 40-100 раз больше.

Есть ещё вариант, что сообщаемые уровни радиации занижены. Но не хочется в это верить...

Последний вариант кажется убедительным. Но Вы учитывали, что а.з. повреждена, а степени разуплотнения ГО могут быть разными? Например, 70% повреждения а.з. и плотная ГО.

Сообщение отредактировал Nut - 17.3.2011, 12:20

[ilya j.]

Последний вариант кажется убедительным. Но Вы учитывали, что а.з. повреждена, а степени разуплотнения ГО могут быть разными?

Я исходил из того, что степень разуплотнения ГО на блоках 2 и 3 высокая (т.е. плотности нет), как это сообщают в сводках.

[Nut]

Кстати, пена вместо воды - это более слабый термоудар при попадании на разогретую поверхность.

Только не в БВ. Для ВВЭР, именно такой сценарий определен как наиболее опасный, с точки зрения геометрии решетки стеллажей. Именно пена (плотность-замедляющие свойства).

[ilya j.]

Последний вариант кажется убедительным. Но Вы учитывали, что а.з. повреждена, а степени разуплотнения ГО могут быть разными? Например, 70% повреждения а.з. и плотная ГО.

Да, ещё я делал прикидки на состояние на конец кампании - возможно, толиво там свежее и накопленное количество ПД меньше.
Вообще все эти прикидки - дело неблагодарное. Скорее по привычке

[Nut]

Я исходил из того, что степень разуплотнения ГО на блоках 2 и 3 высокая (т.е. плотности нет), как это сообщают в сводках.

Но 3- Вы не учитывали повреждение а.з.? Значит только 2-й? А если учитывать только выбросы из 2-го (я понял что по 3-му нет данных?) с полной разгерметизацией корпуса и ГО, то тогда сходится? Или тоже должны быть выше?

[ilya j.]

Но 3- Вы не учитывали повреждение а.з.? Значит только 2-й? А если учитывать только выбросы из 2-го (я понял что по 3-му нет данных?) с полной разгерметизацией корпуса и ГО, то тогда сходится? Или тоже должны быть выше?

Для 3-го я брал повреждение 50% - среднее между 1 и 2.
Если учитывать только выбросы из 2-го с полной разгерметизацией ГО, тоже должны быть выше - раз в 30-40.

Цифры в моём сообщении получены так:
40 раз - это выброс 3 блоков с герметичной (до некоторой степени) ГО.
100 раз - это выброс при герметичной ГО на ЭБ-1 и негерметичными ГО ЭБ-2 и 3.

Естественно, основной вклад вносится блоками с негерметичной ГО.

Сообщение отредактировал ilya j. - 17.3.2011, 12:43

[Nut]

К сожалению, мои сообщения немедленно исчезают. Я пытаюсь сказать о том, что, если стоит задача охлаждения расставленных на полках предметов в бассейне с течью, которую невозможно устранить, то лучше пена во всём объёме, чем струи воды, стекающие на дно, маленький слой воды на дне и пар в остальном объёме. Пена охлаждает хуже, чем вода, но лучше, чем пар. Ещё раз повторюсь, я не работаю в атомной отрасли, это - просто задачка по физике, "как охладить предметы с внутренними источниками теплоты в бассейне с течью". Видимо, и это сообщение исчезнет, тогда я больше сюда писать не буду.

Давайте я отвечу прямее. Пена в БВ ВВЭР опасна с точки зрения подкритичности. Фукус конечно не ВВЭР, но принцип думаю может быть близким. Только мнение.

[Nut]

Для 3-го я брал повреждение 50% - среднее между 1 и 2.
Если учитывать только выбросы из 2-го с полной разгерметизацией ГО, тоже должны быть выше - раз в 30-40.

Цифры в моём сообщении получены так:
40 раз - это выброс 3 блоков с герметичной ГО.
100 раз - это выброс при герметичной ГО на ЭБ-1 и негерметичными ГО ЭБ-2 и 3.

Спасибо. Только еще вопрос. Если все ГО герметичны (1-й вариант), то откуда выбросы? Наверное Вы не учитывали проектную утечку из ГО? Или Вы имели ввиду активность из БВ 4-го?

[MrNice]

Но 3- Вы не учитывали повреждение а.з.? Значит только 2-й? А если учитывать только выбросы из 2-го (я понял что по 3-му нет данных?) с полной разгерметизацией корпуса и ГО, то тогда сходится? Или тоже должны быть выше?

Сейчас уже нужно смотреть не на 2-ой и 3-ий реакторы (там уже повреждены корпуса и контайнменты, т.е. давление - сброшно), а на 1-ый. По состоянию на 16:00 (их время) 17 марта:
- а.з. - повреждена
- топливо - оголено до половины
- состояние корпуса реактора - неизвестно, но давление "стабильно"
- контайнмент - не поврежден, но давление в нем неизвестно

Как уровень подпрыгнет свыше текущих 64 мбэр/ч (на границе станции) - это "выдохнул" ЭБ-1...

Сообщение отредактировал MrNice - 17.3.2011, 12:52

[Nut]

подкритичность (весьма глубокая) басейна выдержки обеспечивается геометрией расположения топлива
проще говоря - шагом ячеек.

...с учетом ровно и красиво стоящих стеллажей. А главное при наличии воды (а не пены). Все, извините.

[ilya j.]

Спасибо. Только еще вопрос. Если все ГО герметичны (1-й вариант), то откуда выбросы? Наверное Вы не учитывали проектную утечку из ГО? Или Вы имели ввиду активность из БВ 4-го?

Абсолютно герметичных оболочек не бывает. Величина проектной утечки из оболочки BWR мне неизвестна. Я считал, что раз персонал прибегал (и прибегает, согласно сводке) к вентиляции ГО, можно говорить об условной герметичности.

Опять же повторюсь - пусть даже ГО ЭБ-1 герметична на 100%, тогда выброс будет обксловлен ЭБ-2 и 3 с негерметичными оболочками.

[Nut]

Сейчас уже нужно смотреть не на 2-ой и 3-ий реакторы (там уже повреждены корпуса и контайнменты, т.е. давление - сброшно), а на 1-ый. По состоянию на 16:00 (их время) 17 марта:
- а.з. - повреждена
- топливо - оголено до половины
- состояние корпуса реактора - неизвестно, но давление "стабильно"
- контайнмент - не поврежден, но давление в нем неизвестно

Как уровень подпрыгнет свыше текущих 64 мбэр/ч (на границе станции) - это "выдохнул" ЭБ-1...

Да, согласен. То что 1 бл. выдохнул, кажется не очень большой проблемой.

[Finn2]

Нашел ссылку на интересный документик - копия "Boiling Water Reactor GE BWRA4 Technology Technology Manual", она не полная, но часть интересных нам сегодня систем есть. Заводское описание. Вот сcылка на pdf. Для примера - точки и высоты подключения датчиков контроля уровня в корпусе реактора:


И еще вот ссылка на Wiki - Boiling water reactor safety systems, английский язык, описание системы безопасности реактора, есть рассмотрение проектной аварии (Design Basis Accident, DBA), маленькая цитата:

...At approximately T+18 (sec) areas in the rods have reached 540°C... At approximately T+100 seconds ... the peak temperature that was attained was 900°C.
Через примерно 18 секунд температура топлива достигнет 540 градусов... Через примерно 100 секунд ... максимальная температура будет на уровне 900 градусов...

Тут надо вникать, сам сейчас читаю, пытаюсь разобраться.

[botsman]

Тут надо вникать, сам сейчас читаю, пытаюсь разобраться.

Вот ещё хороший документ - курс по безопасности от японской JNES за 2005 год:
http://ompldr.org/vN3VhMQ/BWR_Safety_Design.pdf

OUTLINE OF SAFETY DESIGN (CASE OF BWR)

[Old Hamster]

Ударим с вертолётов морской водой с 40 г/кг борной кислоты по разгерметизированным drywellам разрушенных блоков, а потом включим насосы САОЗ и подпитки БВ!

[barvi7]

В Вашем сценарии а.з. оголяется частично, но не перегревается до 1200, ГЕ начинают сливаться раньше (60 кгс -ВВЭР1000) и активная зона не повреждается. Благодаря верхним ГЕ. Конечно, если их притормозить, подогреть как следует а.з., а потом слить, тогда конечно. Но ведь есть проектные ТЗБ по задвижкам. И я думаю мы ведь такие действия не обсуждаем?

С Вашей квалификацией можете сами смоделировать сценарий (непроектный), когда слив верхних ГЕ прийдется уже на "пароциркониевую" активную зону с Т>1200 C.
Выше отмечалось, что уже были отказы ГЕ САОЗ на слив.

[barvi7]

Ребята, вы чего? При разрыве холодной нитки ГЦК уровень все равно остается над твэлами, давление до срабатывания пассивных САОЗ падает много быстрее, чем уровень понизится до оголения твэлов.

Смотрите выше - непроектное протекание LOCA с задержкой либо не срабатыванием ГЕ САОЗ.

[barvi7]

Информация о компании ТЕРСо от WANO
В 2003 г. на встрече WANO в Берлине были определены 7 наиболее серьезных случаев, на которые надо обратить внимание после событии на Пакше. Вот этот список:
• Утечки на АЭС (Sizewell в Великобритании (эксплуатируется с 1995 г.).
• Недостаточная концентрация бора в аварийной системе охлаждения на втором блоке немецкой АЭС (Philippsburg) в Баден-Вюртемберге.
• Ранее не встречавшиеся повреждения топливных сборок на 3-м блоке французской АЭС (Cattenom).
• Взрыв водорода в трубопроводе на немецкой АЭС (Brunsbuttel).
• Масштабная коррозия корпуса реактора АЭС (Davis-Besse) в США.
• Фальсификация сведений, относящихся к безопасности, на британском объекте (Sellafield).
• То же, но в Японии, на АЭС компании Tepco.

Тех, кто непосредственно отвечает за безопасность, волнует феномен, который не позволяет выполнять одну и ту же повторяющуюся работу одинаково эффективно на протяжении многих лет. На конференции WANO в Берлине один из выступающих говорил не только о финансовых последствиях этого феномена (около 298 миллионов долларов дополнительных затратах к октябрю 2003 г., инциденты в Филипсбурге, Пакше и Дэвис-Бесс, закрытие для проверок 12 из 17 реакторов компании Tepco[u]), [/u] но и о беззаботности и самодовольстве персонала АЭС. И то, и другое «угрожают нашему бизнесу», заявил шведский участник. (Nucleonics Week: 6 августа 2003 г.)