АЭС Фукусима, Ветка с жёсткой модерацией Опции

[sednev]

На Фокушиме такой сброс должен идти через бак-барботер (пар конденсируеся, РБГ через фильтры в трубу)

Аналогичная схема на В-213, но кроме бака-барбатера - гораздо больший размер контаймента + спринклерная система с орошением большой площади

На В-320 еще более большой объем гермозоны + плюс усиление самой оболочки армоканатами, что, теоретически, позволяет сбросить весь объем РУ+ПГ в пределах расчетного давления гермозоны + спринклерная система

На В-230 (старые ВВЭР-440) в стене гермозоны установлен КИД, где-то метра полтора в диаметре. При подъеме давления в ГО до определенного уровня, тупо открывается и сбрасывает все на природу

В проектах обеспечения водородной безопасности РУ В-320 предусматривалось:
1. Система измерения конц. водорода при ПА.
2. Установка в защитной оболочке пассивных каталитических рекомбинаторов (дожигателей).
3. Систему принудительного сбоса давления паро-газовой смеси из ЗО ( дистанционный клапан +фильтр-барботёр для конденсации пара и задержки изотоп. иода).
4.Система инертизации водород-содержащей среды в защитной оболочке при ЗПА с помощью углекислого газа.
Но, правильно! Всё это в 20-ом веке внедрили на "Козлодуе".
В ИЛА полезно было описать порядок снижения давления в ЗО при аварии управлением спринклерной системой, чтобы конц. водорода на диаграмме Шапиро не приближалась к границам дефлаграции и детонации водород-содержащей среды (чтобы рекомбинаторы успевали сжигать водород).

[инженер_Гарин]

В этом и вопрос - накопление водорода - процесс инерционный часы, если в ГО ничего не сработало (см.выше, что там напридумовано), то из мест предполагаемого накопления водорода - травить все наружу любыми способами, пусть даже и с радиоактивностью, в противном случае будет хуже.
Давление срабатывание - нужно считать -возможны варианты.

см. сообщение 675. Особое внимание - резко давление сбрасывать нельзя, нужно учитывать выделение компонентов (кислорода, водорода) при дегазации и их соотношение

Сообщение отредактировал инженер_Гарин - 20.3.2011, 0:21

[barvi7]

В проектах обеспечения водородной безопасности РУ В-320 предусматривалось:
1. Система измерения конц. водорода при ПА.
2. Установка в защитной оболочке пассивных каталитических рекомбинаторов (дожигателей).
3. Систему принудительного сбоса давления паро-газовой смеси из ЗО ( дистанционный клапан +фильтр-барботёр для конденсации пара и задержки изотоп. иода).
4.Система инертизации водород-содержащей среды в защитной оболочке при ЗПА с помощью углекислого газа.
Но, правильно! Всё это в 20-ом веке внедрили на "Козлодуе".
В ИЛА полезно было описать порядок снижения давления в ЗО при аварии управлением спринклерной системой, чтобы конц. водорода на диаграмме Шапиро не приближалась к границам дефлаграции и детонации водород-содержащей среды (чтобы рекомбинаторы успевали сжигать водород).

Спасибо, так уже подходит под логику, даже нравится.

[cluster]

В этом и вопрос - накопление водорода - процесс инерционный часы, если в ГО ничего не сработало (см.выше, что там напридумовано), то из мест предполагаемого накопления водорода - травить все наружу любыми способами, пусть даже и с радиоактивностью, в противном случае будет хуже.
Давление срабатывание - нужно считать -возможны варианты.

Я Вас правильно понял. Только наверно не давление срабатывания (видимо Вы имели ввиду клапанов сброса), а концентрация водорода, при какой необходимо вручную или по блокировке открывать клапан сброса.

[Nut]

В ИЛА полезно было описать порядок снижения давления в ЗО при аварии управлением спринклерной системой, чтобы конц. водорода на диаграмме Шапиро не приближалась к границам дефлаграции и детонации водород-содержащей среды (чтобы рекомбинаторы успевали сжигать водород).

ИЛА - описывает только проектные и ЗПА, до повреждения а.з. Дальше - РУТА. Без повреждения а.з. водорода в ГО будет недостаточно для ухода в зоны дефлаграции (ну и детонации). Эти расчеты Вы видели еще во время работы (я точно знаю, присутствовал). Сейчас работаем над РУТА, там сплошная детонация и подобные вещи (как раз фукусимские).

[VBVB]

Цитата(Binary Star @ 19.3.2011, 21:17) *
cluster, плутоний в качестве неотработанного топлива в сборках в бассейне 4-его блока мог бы как-нибуть объяснить состояние, в котором мы сегодня наблюдаем то здание?

На пальцах проще всего попытаться объяснить тот конкретный развал 4-го энергоблока наличие свежего MOX топлива для перезарядки реактора. А в реале, ну очень странная ситуация. Ну сколько могло быть доставлено плутониевого MOX-топлива от общей загрузки. Вряд ли более 5-10%. Разве у японцев есть реакторы, работающие на чистом МОХе? Поэтому масштаб разрушений, лично меня, сильно удивляет.

[Nut]

Поэтому масштаб разрушений, лично меня, сильно удивляет.

Всех удивляет

[VBVB]

Тут больше политики чем науки, Французам надо куда-то плутоний девать.

Насколько я знаю Areva поставляет японцем МОХ-топливо, приготовленное из запасов японского энергетического плутония, часть которого по существующим международным договоренностям хранится во Франции. Причем тут политика? Покупают топливо из конголезского или казахстанского урана с добавкой японского плутония, сделанное во Франции одним из крупнейших и авторитетных производителей ядерного топлива и переработчиков ОЯТ.

Именно так. Это японский плутоний, который во Франции выделяется из японского ОЯТ и используется в топливных кассетах. Япония собственных промышленных мощностей для переработки ОЯТ и фабрикации MOX-топлива не имеет, хотя создать их стремится (Рокасё, про него очень много информации найдётся в поисковиках). - Прим. модератора.

Один из самых первых вопросов, которые мы задали в самые первые дни аварии российским топливным специалистам - есть ли разница в поведении при таких авариях между урановым топливом и MOX? Ответ - с точки зрения процессов разгерметизации, разрушения, плавления и пр. никакой особенной разницы нет. У MOX-топлива немного другая физика (критичность, эффекты реактивности и пр.), но MOX-сборок в активной зоне было очень мало. - Прим. модератора.

Сообщение отредактировал AtomInfo.Ru - 20.3.2011, 8:01

Причина редактирования: комментарий

[sednev]

Владимир Анатольевич, откуда такие выводы? БВ по геометрии должен остаться подкритичным в худшем случае (залив чистой водой без бора), снижение плотности воды/пар уменьшает Кэфф. Если это не так, проектанты из GE дружными рядами идут на виселицу. Следовательно, вы предполагаете нарушение геометрии БВ при толчках с образованием локальных котлов? Правильно я понимаю?
С моей точки зрения - это тоже почти фантастика, даже в условиях осушения. Еще один вариант, "развалить" топливо толчками, собрав его кучкой на дне БВ? Вот тут не понятно, если топливо такое г...но, то как они ТТО с ним проводили без разрушения хотя бы единичных твэлов?

Уважаемый, Александр. Я то же в "сомнениях и со многими неизвестными", поэтому и начал свою версию со слова "похоже". В первые годы после катастрофы на ЧАЭС, ФЭИ был выпущен отчет по безопосности БВ РУ с ВВЭР-1000, в котором было указано критическое значение плотности водного теплоносителя в БВ (ориентировочно, по памяти 0,2 кг на куб.м ). На этой основе и были внесены во все ИЭ указания на недопущения кипения в БВ борного раствора и тушения пожара пеной вблизи чехлов с СЯТ и на УСТ. Поэтому мой "вывод о СЦР", как одна из версий для опредения причины серьёзного разрушения на бл.4. Среди версий могут быть и взрыв радиолитического водорода в условиях неработающей вентиляции на обесточенном блоке , и воздействие персонала с целью притока холодного атмосферного воздуха, и взрыв гермопеналов с неплотным ОЯТ в результате термоопрессовки . Надо полагать, что суммарная мощность ОЯТ в БВ была солидной (например: для "нашей" 3,3% ОТВС мощность ост.равна 2.67кВт при выгорании 39 МВт*сут.на т U. За 3-е сут., в условиях плохой теплоотдачи и постоянного испарения кипящей воды, средняя температура твелов ОТВС может достигнуть значений порядка 700-800град. . В таких условиях ,например, вероятно полное разрушениние гермопеналов и находившихся в них неплотных ОТВС, а это-"ПАКШ",а там, как "таблетки лягут", могут и критмассу образовать! А если в БВ установлены двухярусные стеллажи, то находящиеся в них в паровой среде ОТВС, при упомянутых значениях температуры, могут появиться деформации, вследствие которых произойдет сближение соседних твелов. Искаженная геометрия твелов и паровая среда - водная, без бора, в среде которой, в стеллаже верхнего яруса, находится ОТВС с деформированными твелами,- условие, для вероятного возникновения СЦР. Для тех разрушений и воспламенения горчих материалов в запаренных помещениях РО бл.4, требовалась большая мощность! Водород мог бы взорваться, но помещение было заполнено паром испаренной воды из БВ.Возможно, при интенсивной конденсации пара, которую нужно было организовать на обесточенном блоке.
С уважением, В.Седнев.

[VBVB]

А то, что тот Марк I не был расчитан на MOX это ничего? Ладно, топливо японское: на Март 2010 на одной Фукусиме Даичи хранилось 1750 тонн неизвестно чего, распределенного по всем 6-ти блокам. При какой t* плутоний/оксид плутония может плавится?

PuO2 плавится в районе 2240-2280С и до более высокого оксида не окисляется. UO2 плавится в районе 2720-2750С и может окисляться при т-рах свыше 650C до U4O9 и далее до U3O8. Видел сведения, что в присутствии паров воды керамика UO2 может начать окисляться на воздухе при т-рах свыше 500С. В связи с этим у меня и возникали постоянные опасения, что тушить частично поврежденные раскаленные твэлы морской водой с борной кислотой не есть очень хорошо. Понимаю, что другого выбора у японцев не было, но вреда этим они себе наделали неплохо. Окисление керамических таблеток с UO2 через трещины в циркалоевой оболочке твэла могло как сами таблетки поразвалить, так и твэлы покрошить за счет разбухания в ходе нескольких фазовых переходах при переходе UO2-U4O9-U3O7-U3O8.
Принципиально возможно окисление в парогазовой среде типа UO2(solid)+2H2O(gas) = U3O8(solid) + 2H2(gas).
Поэтому плохо или хорошо бассейн с раскаленным ОЯТ морской водой с борной кислотой заливать думайте сами. У меня в итоге ощущение складывается, что это не совсем хорошая идея была. Но и реальных альтернатив вроде не наблюдалось.

Сообщение отредактировал VBVB - 20.3.2011, 3:04

[Binary Star]

PuO2 плавится в районе 2240-2280С и до более высокого оксида не окисляется. UO2 плавится в районе 2720-2750С и может окисляться при т-рах свыше 650C до U4O9 и далее до U3O8. Видел сведения, что в присутствии паров воды керамика UO2 может начать окисляться на воздухе при т-рах свыше 500С. В связи с этим у меня и возникали постоянные опасения, что тушить частично поврежденные раскаленные твэлы морской водой с борной кислотой не есть очень хорошо. Понимаю, что другого выбора у японцев не было, но вреда этим они себе наделали неплохо. Окисление керамических таблеток с UO2 через трещины в циркалоевой оболочке твэла могло как сами таблетки поразвалить, так и твэлы покрошить за счет разбухания в ходе нескольких фазовых переходах при переходе UO2-U4O9-U3O7-U3O8.
Принципиально возможно окисление в парогазовой среде типа UO2(solid)+2H2O(gas) = U3O8(solid) + 2H2(gas).
Поэтому плохо или хорошо бассейн с раскаленным ОЯТ морской водой с борной кислотой заливать думайте сами. У меня в итоге ощущение складывается, что это не совсем хорошая идея была. Но и реальных альтернатив вроде не наблюдалось.

Можно ваш комментарий по табличке на стр. 3 данного исследования: http://www.oecd-nea.org/science/egrbpd/Kritz-ph02-paper.pdf

Хотел бы обратить ваше внимание на "Boron Conc.(concentration)(ppm) в свете с событиями в 4-м блоке.

[VBVB]

Смотрите какая штука получается. Критическая масса PUO2 составляет по разным данным 18-22 кг с 30-50 см. водным отражателем (из памяти). Поэтому все знают, что MOX-топливо гораздо более опасное в плане достижения критичности и СЦР при возникновении различных неожиданных ситуаций по с изменением геометрии при хранении или разрушения твэлов. По MOX-топливу, которое японцы используют (6.5-7.2% PuO2 остальное UO2 природный или обедненный до содержания 235U = 0.3%) оценка критмассы составляет 7500-8000 кг с 30 см. водным отражателем.
http://www.mcs.anl.gov/events/workshops/np...uments/elam.pd).
Могло ли 8 тонн МОХа находиться в бассейнах выдержки на 4-ом блоки Фукусимы? Думаю, что гораздо больше могло быть. Где то проскакивала информация, что в одной ТВС около 750-800 кг МОХа (могу ошибиться, не ядерщик). Японцы говорили, что на третьем реакторе всего-то пара ТВС с МОХом была. А вот сколько в 4-ом блоке хранилось хрен его знает. Попадали цифры, что на японских BWR доля МОХ при заправке не превышает (или не должна) 10% процентов (реакторы непригодны к высоким величинам выгорания > 40 МВт*сут.на тонну топлива). При заправке японского реактора 160-200 тоннами топлива, доля МОХа составит 16-20 тонн, что в 2.5 раза больше критмассы загружаемого МОХа. Поэтому если в 4-ом блоке хранилось МОХ-топливо для зарядки реактора в таких количествах от 15 до 20 тонн, то при косяках с пеналами хранения твэлов и нарушения геометрии их расположения в БВ, СЦР вполне могла бы произойти. Более точные цифры моделирование с соответствующими кодами по нейтронной физике могло бы дать. Но это к специалистам надо.
Товарищи специалисты, а вас же коды рабочие для оценок безопасной геометрии размещения топлива в БВ наверняка есть. Понимаю, что при такой нехватке входных данных мало что смоделируешь, но оценки типа "да, могла быть СЦР" или "нет, не могло быть СЦР" получить ведь можно. Надеюсь...

Сообщение отредактировал VBVB - 20.3.2011, 4:58

[VBVB]

Можно ваш комментарий по табличке на стр. 3 данного исследования: http://www.oecd-nea.org/science/egrbpd/Kritz-ph02-paper.pdf
Хотел бы обратить ваше внимание на "Boron Conc.(concentration)(ppm) в свете с событиями в 4-м блоке.

Не являюсь ядерщиком. Поэтому комментарий по табличке со стороны не специалиста . Это входные данные моделирования для какого-то малого экспериментального шведского легководного реактора. Обогащение по 235-урану столь низкое по-видимому из-за хитрой геометрии расположения твэлов. Состав МОХ-топлива какой то малоэффективный, всего 1.5% по плутонию. Однако цифры, которые говорят что с МОХом критичность этого реактора достигается уже при концентрации бора 4.8-5.2^10(-6) моль/л, означают скорее хорошо, чем плохо. Т.е. для МОХ топлива в этом реакторе при описанных условиях для блокирования критичности достаточно уровней борного поглотителя на 1-2 порядка меньше, чем для случая с уран-оксидным топливом. Объяснению странного случая в 4-ом блоке Фукусимы эта инфа наверно мало чем может помочь.

Сообщение отредактировал VBVB - 20.3.2011, 4:36

[AtomInfo.Ru]

Можно ваш комментарий по табличке на стр. 3 данного исследования: http://www.oecd-nea.org/science/egrbpd/Kritz-ph02-paper.pdf

Почему в данном случае она не относится к делу?

В таблице I приведен изотопный состав плутония в исследовавшемся MOX-топливе - PuO2, 91.41 at.% 239Pu. Это плутоний оружейного качества. И это не удивительно, потому что работа посвящена "обмену информации... бла-бла-бла... as it relates to the disposition of weapons-grade plutonium".

Плутоний в MOX-кассетах на блоке №3 "Фукусима-1" - реакторного (гражданского) качества, в котором намного меньше содержание делящихся изотопов и выше неделящихся (пороговых). Точных данных именно по Фукусиме у меня нет, но обычно доля 239Pu в таком плутонии составляет где-то порядка 60%. У такого материала другая физика, и результаты для оружейного плутония к нему не применимы.

[AtomInfo.Ru]

Ещё про MOX.

Я когда-то в прошлой жизни считал именно японский MOX, и изотопный состав у него был следующий.

239Pu=57.1201738 %
240Pu=25.0710346 %
241Pu=10.1036269 %
242Pu=7.7051646 %

До появления официальных данных по Фукусиме (если только они уже где-то не опубликованы), эти цифры можно принять за первое приближение к реальности.

Добавлю, что в этом составе есть ошибка - отсутствует 238Pu, которого на самом деле должно быть порядка 1-2%.

[Rajvola]

Этот форум просто "сидит" на сводках о МОХ в Японии. На Генкай стоят PWR:

Персонал первого в Японии блока с MOX-топливом ищет разгерметизировавшиеся кассеты

AtomInfo.Ru, ОПУБЛИКОВАНО 16.01.2011

Персонал блока "Генкай-3" (Genkai-3) - первого в Японии блока, перешедшего на частичную загрузку MOX-топлива - разгрузил активную зону в попытке установить причину роста активности в первом контуре.

Как сообщает газета "Mainichi Japan", выгрузка топлива из зоны в бассейн выдержки стартовала 7 января и завершилась 11 января. Начиная с 13 января, каждую кассету по отдельности перемещают в специализированные контейнеры для проведения проверок на герметичность.

Из 193 топливных сборок, находившихся в активной зоне, 16 представляют собой MOX-сборки. Исходно сообщалось, что MOX-топливом будет загружаться четверть активной зоны "Генкай-3", однако это, по всей видимости, произойдёт только после окончания верификационных испытаний с меньшим количеством сборок.

Персонал блока и специалисты компании "Kyushu Electric Power Co." предполагают в качестве одной из причин, что рост активности в первом контуре может быть связан с разгерметизацией одной или нескольких MOX-кассет. Поставщиком смешанного топлива для АЭС Японии выступает французская группа AREVA.

Завершение работы по проверке всех выгруженных кассет запланировано на конец января.

В настоящее время, на частичное использование MOX-топлива в Японии перешли три блока с тепловыми реакторами - блоки №3 АЭС "Генкай" (Genkai), №3 АЭС "Иката" (Ikata) и №3 АЭС "Фукусима-Дайичи" (Fukushima-Daiichi). В конце декабря 2010 года началась процедура пуска четвёртого блока со смешанной загрузкой - блока №3 АЭС "Такахама" (Takahama).

По объему поставки http://www.fissilematerials.org/blog/2010/...s_mox_fuel.html (нужды в переводе нет, все просто): The MOX fuel that is used at this phase of the program is manufactured by Areva at its MELOX plant. The fuel that is being loaded in reactors was delivered from France in a shipment that reached Japan in May 2009. It contained 24 assemblies for Ikata-3, 28 for Hamaoka-4, and 16 for Genkai-3. In addition, 60 MOX fuel assemblies were delivered for use in Tokyo Electric's Fukishima I-3 and Kashiwazaki-Kariwa-3 BWR units earlier, in 1999 and 2001, respectively. This fuel, manufactured by Belgonucleaire, is awaiting approval by local authorities. Another MELOX-manufactured fuel shipment is scheduled to leave France shortly, probably this March.

В транспорте 2009 года было всего 1.8 тонны плутония (реакторного или гражданского). Около 15 кило на сборку? Если на Фукусиму-1 попало около 30 сборок, то это 450 кило реакторного плутония в блоке-3.


Второй транспорт http://www.areva.com/EN/news-8460/completi...t-to-japan.html пришел в Японию 8 апреля 2010. Но из него на Фукусиму не пошло ничего, так можно понять пресс-релиз АРЕВА.

In total two deliveries were realized. The final delivery to Takahama nuclear power station (Kansai EpCo) was completed on 30th June 2010. Delivery to Genkai power station (Kyushu EpCo) had been completed on 28th June 2010.

Consequently to the previous shipment realized in 2009, two reactors have been loaded with MOX fuel in Japan and are currently producing electricity.

Осторожное заключение: бассейн выдержки 4-гo блока не мог содержать сборки МОХ.

На Атоминфо должно быть ясно, что тайных поставок АРЕВА не делала и не будет делать

Сообщение отредактировал Rajvola - 20.3.2011, 8:58

[O3P]

В первые годы после катастрофы на ЧАЭС, ФЭИ был выпущен отчет по безопосности БВ РУ с ВВЭР-1000, в котором было указано критическое значение плотности водного теплоносителя в БВ (ориентировочно, по памяти 0,2 кг на куб.м ).

Я прошу прощения, но насчет "0,2 кг на куб.м" - это не опечатка? Может, на литр? У насыщенного водяного пара плотность 200 грамм на кубометр где-то в районе 70 градусов Цельсия, если я ничего не путаю - или цифра верна и это достигалось в осушенном бассейне с такой температурой и с лужей на дне для образования насыщенного пара?

[Nut]

Я прошу прощения, но насчет "0,2 кг на куб.м" - это не опечатка? Может, на литр? У насыщенного водяного пара плотность 200 грамм на кубометр где-то в районе 70 градусов Цельсия, если я ничего не путаю - или цифра верна и это достигалось в осушенном бассейне с такой температурой и с лужей на дне для образования насыщенного пара?

Об этом вчера и был спор. Я значений не помню, но точно помню выводы - в первую очередь - пена. Поэтому я и предполагал, что при кипении, по высоте плотность меняется от недогретой воды до перегретого пара. Где-то в это диапазоне есть "нужная плотность". Но это все для решетки ВВЭР. Хотя принципиальной разницы, наверное нет. Так что все возможно. А водород в БВ я бы поставил точно не на первое место по вероятности. Посмотрите на хлопок на блоке 1. Классика - смесь, сдутая из КР, где идет пароцирк. реакция в ГО, оттуда вверх в РО, конденсация пара и детонация водорода. Все как положено. И характер на видео, никаких вопросов. А БВ 4 - очень сильные разрушения и какие-то направленные - в стене четко (относительно) очерчен профиль БВ (как в "Ну погоди" от волка в стене).

[MrNice]

Я прошу прощения, но насчет "0,2 кг на куб.м" - это не опечатка? Может, на литр? У насыщенного водяного пара плотность 200 грамм на кубометр где-то в районе 70 градусов Цельсия, если я ничего не путаю - или цифра верна и это достигалось в осушенном бассейне с такой температурой и с лужей на дне для образования насыщенного пара?

Скорее всего, конечно, 0.2 т/м3, т.е. содержание воды 20% об. При этом возможно достижение отношения вода/топливо порядка 2, что повышает к-т использования т.нейтронов до достижения критики (в тесных решетках, что и есть в ВВР ВК).

Но это выглядит уж очень экзотически: такое объемное паросодержание д.б. достигнуто между ТВС.

[cluster]

Об этом вчера и был спор. Я значений не помню, но точно помню выводы - в первую очередь - пена. Поэтому я и предполагал, что при кипении, по высоте плотность меняется от недогретой воды до перегретого пара. Где-то в это диапазоне есть "нужная плотность". Но это все для решетки ВВЭР. Хотя принципиальной разницы, наверное нет. Так что все возможно. А водород в БВ я бы поставил точно не на первое место по вероятности. Посмотрите на хлопок на блоке 1. Классика - смесь, сдутая из КР, где идет пароцирк. реакция в ГО, оттуда вверх в РО, конденсация пара и детонация водорода. Все как положено. И характер на видео, никаких вопросов. А БВ 4 - очень сильные разрушения и какие-то направленные - в стене четко (относительно) очерчен профиль БВ (как в "Ну погоди" от волка в стене).

Nut, уточните, пожалуйста, в какой стене, с какой стороны?