Помощь · Поиск · Пользователи · Календарь
Полная версия этой страницы: АЭС Фукусима
Форум AtomInfo.Ru > Атом > Международный атом
Страницы: 1, 2, 3, 4, 5, 6, 7, 8, 9, 10, 11, 12, 13, 14, 15, 16, 17, 18, 19, 20, 21, 22, 23, 24, 25, 26, 27, 28, 29, 30, 31, 32, 33, 34, 35, 36, 37, 38, 39, 40, 41, 42, 43, 44, 45, 46, 47, 48, 49, 50, 51, 52, 53, 54, 55, 56, 57, 58, 59, 60, 61, 62, 63, 64, 65, 66, 67, 68, 69, 70, 71, 72, 73, 74, 75, 76, 77, 78, 79, 80, 81, 82, 83, 84, 85, 86, 87, 88, 89, 90, 91, 92, 93, 94, 95, 96, 97, 98, 99, 100, 101, 102, 103, 104, 105, 106, 107, 108, 109, 110, 111, 112, 113, 114, 115, 116, 117, 118, 119, 120, 121, 122, 123, 124, 125, 126, 127, 128, 129, 130, 131, 132, 133, 134, 135, 136, 137, 138, 139, 140, 141, 142, 143, 144, 145, 146, 147, 148, 149, 150, 151, 152, 153, 154, 155, 156, 157, 158, 159, 160, 161, 162, 163, 164, 165, 166, 167, 168, 169, 170, 171, 172, 173, 174, 175, 176, 177, 178, 179, 180, 181, 182, 183, 184, 185, 186, 187, 188, 189, 190, 191, 192, 193, 194, 195, 196, 197, 198, 199, 200, 201, 202, 203, 204, 205, 206, 207, 208, 209, 210, 211, 212, 213, 214, 215, 216, 217, 218, 219, 220, 221, 222, 223, 224, 225, 226, 227, 228, 229, 230, 231, 232, 233, 234, 235, 236, 237, 238, 239, 240, 241, 242, 243, 244, 245, 246, 247, 248, 249, 250, 251, 252, 253, 254, 255, 256, 257, 258, 259, 260, 261, 262, 263, 264, 265, 266, 267, 268, 269, 270, 271, 272, 273, 274, 275, 276, 277, 278, 279, 280, 281, 282, 283, 284, 285, 286, 287, 288, 289, 290, 291, 292, 293, 294, 295, 296, 297, 298, 299, 300, 301, 302, 303, 304, 305, 306, 307, 308, 309, 310, 311, 312, 313, 314, 315, 316, 317, 318, 319, 320
Deni_DE
QUOTE(Rajvola @ 22.3.2011, 18:01) *
Господа, может не надо увлекаться лежащим на полу реактором 3-го блока? Это завлекательно, но вот тут

http://english.kyodonews.jp/news/2011/03/80273.html

сказано, что на 3-м блоке уже свет в пультовой появился.

Вот-вот. smile.gif - Модератор.


ну нам же лежащий реактор свет в БЩУ включить не мешает smile.gif
Binary Star
Цитата(Binary Star @ 22.3.2011, 19:29) *
ПРЯМАЯ ТРАНСЛЯЦИЯ: БЛОК №4, ПРИСУТСТВУЕТ БЕТОНОМЕШАЛКА:

http://iwakamiyasumi.com/ustream-schedule/ustream7

Что-то качают.

http://realneo.us/system/files/Fukushima_D...ors_4.3.2.1.jpg

Видео отключают иногда, звук есть.


Ппц. Только что видео было - выключили, стояли смотря на 3-ий блок, большая дыра в №4 на уровне 2-ого "этажа", третий (чердак) отсутствовал.

Большая стрела метров 25 красного цвета на какой-то треноге со шлангом, ведущим за оператора.

Нашел запись! --- http://www.ustream.tv/recorded/13492810
O3P
Цитата(alex_bykov @ 22.3.2011, 15:34) *
Во 2-м сценарии (отключение насосов через 4 часа после АЗ) 215 м3 вылетают за 4 часа. Я не учитывал тепообмен топливо-пар.

Я, кстати, правильно понял, что Вы греть начинаете после испарения 50 кубов? (не то чтоб это на что-то принципиально важное влияло, конечно; 200 кубов над АЗ или 50 - три часа больше, три часа меньше...)
O3P
Цитата(sednev @ 22.3.2011, 9:29) *
Если же уровень воды в БВ за счёт испарения и кипения снизился ниже головок ТВС, то оголённые части твелов будут отдавать свое тепло пару. А если же ТВС размещены в двухярусных стеллажах ( моё предположение, точно не знаю), то остаточного тепла может быть достаточно для достижения и критического значения ( которого не знаю) плотности и создания условий для пароциркон. Надеюсь, что подобные оценки японские коллеги уже выполнили для ликвидации последствий на блоке.

Я тоже... Вообще, если это был закрытый бассейн - как это обсуждалось здесь насчет четвертого блока, да? - то конвекция воздушно-паровой смеси вдоль оголенных топливных сборок может поднять температуру до каких угодно значений, включая пароциркон, здесь Вы, конечно, правы. То есть выходит, что им было достаточно снять с него крышку, чтобы топливо не нагрелось выше своих законных трехсот градусов даже в сухом бассейне, и блок бы стоял неповрежденным. Эх, если бы я был такой умный до, как моя жена после...

(И меняя немного тему - а что, неужели СЦР и правда может идти при такой малой плотности пара? Я вон вижу, что не одного меня это удивило, MrNice тоже любопытствует. В электронном виде исходного отчета не существует?)
ilya j.
Цитата(MrNice @ 22.3.2011, 17:08) *
Посмотрел более внимательно хронологию на Вики:

1-й реактор охлаждался до полуночи 12 марта ("... continued cooling using the isolation condenser system, but by midnight water levels in the reactor were falling...") - 10 часов после АЗ. Подача мор.воды - с 20:20, т.е. 20 часов испарения.

2-ой реактор охлаждался до, по кр.мере, 9:30 14 марта : ("...IAEA report that on 14 March at 09:30 RCIC was still operating and that power was being provided by mobile generator... On 14 Mar TEPCO reported the failure of the RCIC system.Fuel rods had been fully exposed for 140 minute and there was a risk of a core meltdown..." - 35 часов после АЗ. В 22:29 реактор заполнили наполовину. Т.е. 13 часов испарения - потеря примерно 234 куб.м.

3-й реактор охлаждался до полуночи (?) 13 марта - например, до 20-22 часов после АЗ. Подачу воды включили в 11:55, т.е. 14-16 часов испарения - потеря примерно 250-290куб.м.

ПРИМ: Принята теплота испарения = 2 МДж/кг


С хронологией спорить бессмысленно. Но в Вашем исходном посте речь шла про "выкипание т/носителя в течение суток-двое... до оголения верхней части зоны". Это до какого уровня? Из чего следует, что за эти 13-20 часов оголилась только верхняя часть а.з.? Где это написано? Прямых данных об уровнях в реакторах за 12-14 числа я не видел.

Ответ Вы привели сами в цитате: "Fuel rods had been fully exposed for 140 minute" - твэлы полностью оголились за 140 минут (я так понимаю, с момента отказа системы охлаждения). Так что я решительно не понимаю, что Вы утверждаете, не вижу логики.

Я протестовал именно против суток-двое на испарение до верхушки а.з. - а так, вода в реакторе испаряться может очень долго, и зона будет плавиться одновременно с этим испарением.
VnV
Цитата(O3P @ 22.3.2011, 18:42) *
Я тоже... Вообще, если это был закрытый бассейн - как это обсуждалось здесь насчет четвертого блока, да? - то конвекция воздушно-паровой смеси вдоль оголенных топливных сборок может поднять температуру до каких угодно значений, включая пароциркон, здесь Вы, конечно, правы. То есть выходит, что им было достаточно снять с него крышку, чтобы топливо не нагрелось выше своих законных трехсот градусов даже в сухом бассейне, и блок бы стоял неповрежденным. Эх, если бы я был такой умный до, как моя жена после...

(И меняя немного тему - а что, неужели СЦР и правда может идти при такой малой плотности пара? Я вон вижу, что не одного меня это удивило, MrNice тоже любопытствует. В электронном виде исходного отчета не существует?)

Поделитесь методом съема крышки в отсутствие электроснабжения.
cluster
QUOTE(Binary Star @ 22.3.2011, 17:39) *
Ппц. Только что видео было - выключили, стояли смотря на 3-ий блок, большая дыра в №4 на уровне 2-ого "этажа", третий (чердак) отсутствовал.

Большая стрела метров 25 красного цвета на какой-то треноге со шлангом, ведущим за оператора.

Нашел запись! --- http://www.ustream.tv/recorded/13492810

Это та самая характерная округлая дырочка от взрыва в БВ бл.4, находящаяся по моему мнению напротив УГ - о которой многократно говорилось в предидущие дни, много-многократно
barvi7
QUOTE(ilya j. @ 22.3.2011, 20:48) *
Я протестовал именно против суток-двое на испарение до верхушки а.з. - а так, вода в реакторе испаряться может очень долго, и зона будет плавиться одновременно с этим испарением.


Для тех кто еще интересуется оголением и времени до него.
В сообщении № 785 дана "выдержка" из отчета по безопасности BWR Mark 1 для случая полного обесточения.
Там указаны все основные времена и события, которые полностью пдтверждены "экспериментом" на Фукушиме.

Зона "по теории" не должна плавиться, если реализуется теплосъем с внешней стенки внутреннего контайнмента (железного). - на него и подают морскую воду.
Оголяется 1/3 зоны , она частично "осыпавется" - но не плавиться (см.ниже).
Плавления нет из за того, что "очень" большой объем воды внизу реактора под активной зоной (>5м), реактор кипящий - образуется теплосъем - уходящий пар идет вверх на "жалюзийные" конструкции в верхней части - организовано таким образом, что "мокрый" пар по жалюзи скатывается к опускному участку реактора и самотеком идет вниз - контур циркуляции замыкается и т.д.
Если есть отвод тепла от железного Контайнмента, то по расчету - устаналвивается "тепловое равновесие".
Зона ниже 1/3 не оголяется (по расчету) . Температура топлива до 2500 К - плавления не должно быть.

Доступа к электронной версии документа пока НЕТ.
barvi7
QUOTE(O3P @ 22.3.2011, 20:42) *
(И меняя немного тему - а что, неужели СЦР и правда может идти при такой малой плотности пара? Я вон вижу, что не одного меня это удивило, MrNice тоже любопытствует. В электронном виде исходного отчета не существует?)


ПРЕДПОЛОЖЕНИЕ.
Реактор кипящий - на рабочих режимах верхняя чать активной зоны (> ~20 %) практически полностью пароводяная смесь (больше пара).
Нейтронно-физические свойства ТВС должны быть подобраны так, что в широком диапазоне водо-уранового соотношения выполняются условия критичности.
Поэтому СЦР может быть возможна при наличии "чистой" воды с плотностями меньше 1,0 вплоть до практически 0.1.

Никакого изменения шага в 30 раз (кто-то писал) не надо.
Необходимо только изменить "геометрию" расположения ТВС - надо их просто сблизить, как в зоне - т.е. вплотную.

Если ВВЭРовские "несколько" свежих ТВС положить "в кучу" и залить водой - тоже будет "С"ЦР.

По снимкам с БВ BWR можно увидеть, что там два стелажа по высоте, как на ВВЭР-440.
сергей
Возможно и сближать не надо.Я ,уже упоминал ,что давно на экзаменах одним из вопросов был:При шаге 240мм и Т =20 ,сколько кассет и какого % необходимо для создания локальной критической массы?Но это для ВВЭР ,а здесь судить трудно.Добавлю при заливе чистым дистилатом.
alex_bykov
QUOTE(ilya j. @ 22.3.2011, 19:48) *
С хронологией спорить бессмысленно. Но в Вашем исходном посте речь шла про "выкипание т/носителя в течение суток-двое... до оголения верхней части зоны". Это до какого уровня? Из чего следует, что за эти 13-20 часов оголилась только верхняя часть а.з.? Где это написано? Прямых данных об уровнях в реакторах за 12-14 числа я не видел.

Ответ Вы привели сами в цитате: "Fuel rods had been fully exposed for 140 minute" - твэлы полностью оголились за 140 минут (я так понимаю, с момента отказа системы охлаждения). Так что я решительно не понимаю, что Вы утверждаете, не вижу логики.

Я протестовал именно против суток-двое на испарение до верхушки а.з. - а так, вода в реакторе испаряться может очень долго, и зона будет плавиться одновременно с этим испарением.

Свои файлики поправил по хронологии, разбил на 3 файла по каждому из блоков /с учетом мощности.../ и отправил модератору.
Если учесть еще и это (блок 1 - BWR-3, блоки 2-4 - BWR-4):

то для оголения тэлов нужно выпарить не 200 м3 воды, а менее 100.
Картина меняется, но, скорее в худшую сторону для блоков 2 и3 из-за мощности.
Массу топлива в АкЗ не корректировал - она влияет только на температуры и то не в разы (примерно в отношении эффективных объемов активных зон BWR-3 и BWR-4).

Fuel rods had been fully exposed for 140 minute - это твэлы были полностью оголены в течение 140 мин.
MrNice
Цитата(ilya j. @ 22.3.2011, 19:48) *
С хронологией спорить бессмысленно. Но в Вашем исходном посте речь шла про "выкипание т/носителя в течение суток-двое... до оголения верхней части зоны". Это до какого уровня? Из чего следует, что за эти 13-20 часов оголилась только верхняя часть а.з.? Где это написано? Прямых данных об уровнях в реакторах за 12-14 числа я не видел.

Ответ Вы привели сами в цитате: "Fuel rods had been fully exposed for 140 minute" - твэлы полностью оголились за 140 минут (я так понимаю, с момента отказа системы охлаждения). Так что я решительно не понимаю, что Вы утверждаете, не вижу логики.

Я протестовал именно против суток-двое на испарение до верхушки а.з. - а так, вода в реакторе испаряться может очень долго, и зона будет плавиться одновременно с этим испарением.


По порядку.
1. Изначально я был ДЕЙСТВИТЕЛЬНО чрезчур оптимистичен в оценках - делал, что называется, он-лайн, уже "заряженный на результат" (это по поводу моего "исходного поста", где занижено э/выделение, завышена теплота парообразования)

2. От штатного уровня воды до акт.зоны примерно 6.5 м, объем т/носителя примерно 200 м3 (это - про уровеь). Объем воды в акт.зоне примерно 2.5/3.5 от ее объема (примерно 100 м3) - это про "до какого уровня")

3. Оценку по уровням 12-14 марта можно сделать только косвенно, на основании данных, что пока работают системы RCIC они опеспечивают покрытие верха акт.зоны (расход насосв несколько кубов в минуту) - это по поводу "данных об уровнях в реакторах за 12-14 числа"

4. "fully exposed for 140 minute" означает "полностью оголились НА 140 минут"

5. Все оценки (мною) были сделаны в консервативном предположении об отсутствии т/отдачи с корпуса р-ра в контайнмент

AtomInfo.Ru
Файл от Alex_Bykov

http://atominfo.ru/files/blocks.zip
сергей
Уточните. пожалуйста.При расчетах рассматривался только объем воды в аз или с учетом объема воды в контуре?
MrNice
Цитата(barvi7 @ 22.3.2011, 20:45) *
ПРЕДПОЛОЖЕНИЕ.
Реактор кипящий - на рабочих режимах верхняя чать активной зоны (> ~20 %) практически полностью пароводяная смесь (больше пара).
Нейтронно-физические свойства ТВС должны быть подобраны так, что в широком диапазоне водо-уранового соотношения выполняются условия критичности.
Поэтому СЦР может быть возможна при наличии "чистой" воды с плотностями меньше 1,0 вплоть до практически 0.1.

Никакого изменения шага в 30 раз (кто-то писал) не надо.
Необходимо только изменить "геометрию" расположения ТВС - надо их просто сблизить, как в зоне - т.е. вплотную.

Если ВВЭРовские "несколько" свежих ТВС положить "в кучу" и залить водой - тоже будет "С"ЦР.

По снимкам с БВ BWR можно увидеть, что там два стелажа по высоте, как на ВВЭР-440.


Несколько не так. В ВК-реаторе верхняя часть зоны имеет паросодержание примерно 15-20% и т/выделение там ниже.

ТВС ВК реаторов ПРАКТИЧЕСКИ идентична ВВР (нейтронно-физически). Просто в ВК реакторв решетка сделана с отношением (по объему) вода/уран = 2.5 (по сравнению порядка 2 для ВВР). При работе (ненулевое паросодержание) это отношение, ессно, падает до тех самых двух (цифры - примерны, по памяти).

Так вот. При той "знаменитой" плотности воды 0.2 кг/м3,ля обеспечения критичности (отношения вода/уран для ТВС ВВР/ВК) Вам надо увеличить объемное содержание т/ностиеля в примерно в 1000 раз (на самом деле примерно в 5000 раз) - это для бесконечного цилиндра. Т.е. линейный размер должен быть увеличен в sqrt(1000) = (примерно) 30 раз (это как раз я писал).

Для изменения геометрии распложения ТВС (для обеспечния шага между ними, как в акт.зоне) нужно приложить услилия: судя по данным о хранилищах Ф-1 там отношение вода/уран примерно >7.5.
ilya j.
QUOTE(barvi7 @ 22.3.2011, 20:33) *
Для тех кто еще интересуется оголением и времени до него.
В сообщении № 785 дана "выдержка" из отчета по безопасности BWR Mark 1 для случая полного обесточения.
Там указаны все основные времена и события, которые полностью пдтверждены "экспериментом" на Фукушиме.

Зона "по теории" не должна плавиться, если реализуется теплосъем с внешней стенки внутреннего контайнмента (железного). - на него и подают морскую воду.
Оголяется 1/3 зоны , она частично "осыпавется" - но не плавиться (см.ниже).
Плавления нет из за того, что "очень" большой объем воды внизу реактора под активной зоной (>5м), реактор кипящий - образуется теплосъем - уходящий пар идет вверх на "жалюзийные" конструкции в верхней части - организовано таким образом, что "мокрый" пар по жалюзи скатывается к опускному участку реактора и самотеком идет вниз - контур циркуляции замыкается и т.д.
Если есть отвод тепла от железного Контайнмента, то по расчету - устаналвивается "тепловое равновесие".
Зона ниже 1/3 не оголяется (по расчету) . Температура топлива до 2500 К - плавления не должно быть.

Доступа к электронной версии документа пока НЕТ.


Я, знаете, ли не "интересуюсь", а рассуждаю, основываясь на законах физики и опыте. А вот в Ваших рассуждениях есть очевидные изъяны:
1) эти жалюзийные конструкции - бесконечно большой массы что ли, раз не нагреваются, а бесконечно конденсируют пар?
2) температура пара над частично осушенной зоной 1000 градусов и выше - тут уже не до конденсации;
3) в реакторе без аварийной подачи воды будет потеря теплоносителя из-за того, что сбросной клапан будет либо открываться периодически, либо откажет на закрытие из-за перегрева, а значит, уровень в а.з. не остановится на 1/3;
4) температура плавления циркалоя несколько ниже озвученных Вами 2400К (а именно, 2000К). Так что плавление ниже 2400 К будет, 2400 К - это, скорее, температура разрушения окисной плёнки.

И не затруднит ли Вас описать чудесный (иначе не скажешь) механизм передачи тепла от активной зоны к стенкам первичного контейнмента, позволяющий спасти зону (а мужики-то не знают!(С))?
ilya j.
QUOTE(MrNice @ 22.3.2011, 21:01) *
4. "fully exposed for 140 minute" означает "полностью оголились НА 140 минут"


В чём разница между "за" и "на" В ДАННОМ СЛУЧАЕ?
cluster
QUOTE(barvi7 @ 22.3.2011, 19:45) *
ПРЕДПОЛОЖЕНИЕ.
Реактор кипящий - на рабочих режимах верхняя чать активной зоны (> ~20 %) практически полностью пароводяная смесь (больше пара).
Нейтронно-физические свойства ТВС должны быть подобраны так, что в широком диапазоне водо-уранового соотношения выполняются условия критичности.
Поэтому СЦР может быть возможна при наличии "чистой" воды с плотностями меньше 1,0 вплоть до практически 0.1.

Никакого изменения шага в 30 раз (кто-то писал) не надо.
Необходимо только изменить "геометрию" расположения ТВС - надо их просто сблизить, как в зоне - т.е. вплотную.

Если ВВЭРовские "несколько" свежих ТВС положить "в кучу" и залить водой - тоже будет "С"ЦР.

По снимкам с БВ BWR можно увидеть, что там два стелажа по высоте, как на ВВЭР-440.

Дайте ссылку на снимок - очень интересно самому увидеть, а то пока не разглядел многоэтажности, хотя и предполагал её.
сергей
Для cluster:Возможно пост№1046 ?
Binary Star
Цитата(cluster @ 22.3.2011, 22:34) *
Дайте ссылку на снимок - очень интересно самому увидеть, а то пока не разглядел многоэтажности, хотя и предполагал её.


http://www.rense.com/general93/BWR%20React...ool%20Clint.jpg

Еще о БВ и их содержимых:

http://allthingsnuclear.org/post/400851152...ls-at-fukushima



Я так понимаю каждая топливная сборка весит 171-172 кг. При 7% содержании оксида плутония в 32-х MOX стержнях, т.е. 383 кг плутония всего.
MrNice
Цитата(ilya j. @ 22.3.2011, 21:24) *
В чём разница между "за" и "на" В ДАННОМ СЛУЧАЕ?


Разница проста:
"за" - означает за какой промежуток времени произошло событие (осушение) без индикации его (осушения) длительности
"на" - означает на длительность события (осушения)

Vdonsk-28
QUOTE(MrNice @ 22.3.2011, 21:52) *
Разница проста:
"за" - означает за какой промежуток времени произошло событие (осушение) без индикации его (осушения) длительности
"на" - означает на длительность события (осушения)


В качестве занудства (ну то есть уточнения) smile.gif
"За" означает отрезок на шкале времени от начала процесса выпаривания, до оголения сборок на определённый процент.
"На" означает следующий за предыдущим отрезок от достижения точки "осушивание" до ликвидации данной ситуации.
cluster
QUOTE(сергей @ 22.3.2011, 20:39) *
Для cluster:Возможно пост№1046 ?

Вот это фото как раз и опровергает ( конечно с поправкой на угол зрения и искажение под водой) факт установки второго стеллажа. Если в это фото поставить воображаемый второй стеллаж, то его вертикальный габарит не позволит штанге ПМ завести ТВС-ку над ячейкой. Мне так кажется. На фото хорошо виден проём шандорного коридора и даже порожек между БВ и шахтой реактора.
O3P
Цитата(AtomInfo.Ru @ 22.3.2011, 21:10) *
Файл от Alex_Bykov

http://atominfo.ru/files/blocks.zip

Ага, спасибо!

Ну да, все логично. Несколько часов после отключения питнасосов. Хотя, конечно, конвекционный теплоотвод включится задолго до верхней точки этих графиков температуры. sednev тут вроде упоминал 10 Вт/м2 на градус, хотя сколько там тех метров квадратных, кто его знает. У РБМК что-то вроде 30 м2 на тонну топлива вроде, ну пусть у японцев будет втрое меньше. 80 тонн топлива, 800 м2. 8000 Вт на градус. 10 МВт - получается больше тысячи градусов, но это для какой-то одной, кто ее знает какой, температуры окружающей среды, а какая на самом деле будет температура теплоотвода? Пар же будет перегреваться, а то еще, может, и циркулировать... темна вода.
O3P
Цитата(VnV @ 22.3.2011, 20:21) *
Поделитесь методом съема крышки в отсутствие электроснабжения.

Дык... ломиком если? smile.gif Может, кран можно было от дизелей запитать, пока они еще работали? Сие есть абстрактный теоретический дискурс, что я могу еще сказать...
cluster
QUOTE(O3P @ 22.3.2011, 21:04) *
Дык... ломиком если? smile.gif Может, кран можно было от дизелей запитать, пока они еще работали? Сие есть абстрактный теоретический дискурс, что я могу еще сказать...

Даже на Перегруз Машинах при обесточении кассета, оставшаяся в штанге опускается в низ вручную. Где там запитку для ГПМ найти? Тем более, что все АКБ посадили те самые волшебные насосики высокого давления, что бор иньекцировали при обесточении.
barvi7
QUOTE(ilya j. @ 22.3.2011, 22:21) *
Я, знаете, ли не "интересуюсь", как Вы изволили выразиться, а рассуждаю, основываясь на законах физики и опыте. А вот в Ваших рассуждениях есть очевидные изъяны:
1) эти жалюзийные конструкции - бесконечно большой массы что ли, раз не нагреваются, а бесконечно конденсируют пар?
2) температура пара над частично осушенной зоной 1000 градусов и выше - тут уже не до конденсации;
3) в реакторе без аварийной подачи воды будет потеря теплоносителя из-за того, что сбросной клапан будет либо открываться периодически, либо откажет на закрытие из-за перегрева, а значит, уровень в а.з. не остановится на 1/3;
4) температура плавления циркалоя несколько ниже озвученных Вами 2400К (а именно, 2000К). Так что плавление ниже 2400 К будет, 2400 К - это, скорее, температура разрушения окисной плёнки.

И не затруднит ли Вас описать чудесный (иначе не скажешь) механизм передачи тепла от активной зоны к стенкам первичного контейнмента, позволяющий спасти зону (а мужики-то не знают!(С))?


0) Приведены данные из официального отчета.
1-2) Мнение -масса "железа" вверху "очень" большая - оно контактирует с корпусом- корпус с внешней средой 1-го контайнмента - поэтому, возможно, что температура этой части реактора ниже и намного, чем в области активной зоны - на более холодных поверхностях пар будет конденсироваться (при Т<350 C)
может быть какой-то другой механизм отвода тепла -в расчетах уровень после 12 часов не указан, но анализиурятся последстви.
3) это по сообщениям и случилось
4) речь идет о плавлении топлива - в расчетах нет данных о температуре в активной зоне более 2500 К. Топливо не плавится. Естественно его разрушение может приводить к осыпанию и ухудшению условий охлаждения топлива и далее плавлению. В этом случае указано на подобие "ловушки" под реактором.
Ни о каком спасении зоны речи не идет. По расчету 1/3 - 1/2 зоны осыпана.
Может быть "они" считали только 12 часов - далее предполагается, что будет возобновлен теплосъем - из документа не совсем понятно.
cluster
QUOTE(skv777 @ 22.3.2011, 21:09) *
У кого какие мысли по поводу реактора№2, последние новости о практически полном выходе из строя системы охлаждения.

Оперативно восстанавливать трубопроводы, заменять электродвигатели и проч., а пока - лить морскую воду мотопомпами, что японцам пока по бл.2 удавалось.
Х-фантом
Цитата(cluster @ 22.3.2011, 23:00) *
Вот это фото как раз и опровергает ( конечно с поправкой на угол зрения и искажение под водой) факт установки второго стеллажа. Если в это фото поставить воображаемый второй стеллаж, то его вертикальный габарит не позволит штанге ПМ завести ТВС-ку над ячейкой. Мне так кажется. На фото хорошо виден проём шандорного коридора и даже порожек между БВ и шахтой реактора.

Если конечно корзину (отдельный кубик)загруженную ТВС нельзя перемещать краном...
А вообще количество корзин и количество ТВС в одной по фото посчитать реально.Хотя где-то на другой ветке была хорошая презентация по обхождению с ОЯТ.
mixan
Цитата(O3P @ 22.3.2011, 21:01) *
У РБМК что-то вроде 30 м2 на тонну топлива вроде,

шаг размещения в пеналах свежевыгруженного 250х120 при топливе в кассете 120 кг плюс транспортные проходы около 200мм - раз в десять меньше.
O3P
Цитата(mixan @ 22.3.2011, 22:19) *
шаг размещения в пеналах свежевыгруженного 250х120 при топливе в кассете 120 кг плюс транспортные проходы около 200мм - раз в десять меньше.

Это я про теплоотводящую поверхность ТВЭЛа на килограмм его веса...
alex_bykov
QUOTE(сергей @ 22.3.2011, 21:14) *
Уточните. пожалуйста.При расчетах рассматривался только объем воды в аз или с учетом объема воды в контуре?

Рассматривалась вода вообще. Поясню, я не делал большой разницы в контуре или нет, поскольку контур в BWR условно размыкается по воде с момента, когда появляется пар. Интерес представляет только часть воды над активной зоной от впускных патрубков до активной зоны (около 215 м3, если диаметр корпуса около 6.5м.

QUOTE(O3P @ 22.3.2011, 22:01) *
Ну да, все логично. Несколько часов после отключения питнасосов. Хотя, конечно, конвекционный теплоотвод включится задолго до верхней точки этих графиков температуры. sednev тут вроде упоминал 10 Вт/м2 на градус, хотя сколько там тех метров квадратных, кто его знает. У РБМК что-то вроде 30 м2 на тонну топлива вроде, ну пусть у японцев будет втрое меньше. 80 тонн топлива, 800 м2. 8000 Вт на градус. 10 МВт - получается больше тысячи градусов, но это для какой-то одной, кто ее знает какой, температуры окружающей среды, а какая на самом деле будет температура теплоотвода? Пар же будет перегреваться, а то еще, может, и циркулировать... темна вода.

Там много вещей не учтено, например, вода может изначально быть ниже точки кипения, должен быть теплообмен с паром, должен быть теплообмен реактора с ГО, после начала оголения темп оголения снизится из-за уменьшения площади омываемой поверхности теплопередачи и т.д. Кроме того, я сознательно завышал при интегрировании энерговыделение (не трапециями, а прямоугольниками по большему значению). Но ошибку я оцениваю не более чем в 50%, поскольку, пусть консервативно, но учтены главные явления.
skv777
Цитата(cluster @ 23.3.2011, 1:18) *
Оперативно восстанавливать трубопроводы, заменять электродвигатели и проч., а пока - лить морскую воду мотопомпами, что японцам пока по бл.2 удавалось.

Да это понятно, вопрос сколько радиоговна еще выйдет, и как с ним боротся.
cluster
QUOTE(Х-фантом @ 22.3.2011, 21:18) *
Если конечно корзину (отдельный кубик)загруженную ТВС нельзя перемещать краном...
А вообще количество корзин и количество ТВС в одной по фото посчитать реально.Хотя где-то на другой ветке была хорошая презентация по обхождению с ОЯТ.

Ну даже если и было бы такое возможно ( условия сцепления под водой, вертикальность, точность, усилия подрыва и извлечения, усилия установки, потеря веса и проч.) не остаётся слоя воды, как биозащиты, над перемещаемым топливом - а это 3 метра.
aprudnev
А можно тут один вопрос, а то не смог найти даже и намека на точную информацию.

Там третий уровень безопасности - система охлаждения работающая без внешней энергии, на том что кипящий пар охлаждается в аварийном теплообменнике а циркуляция обеспечивается инжектором в самом реакторе (такая дудка висит на схеме по краям, на некоторых схемах она есть). Есть информация, почему эта система отказала (не сработала штатно)?

А то тут обсуждаются времена выкипания и охлаждение естественной конвекцией пара (кстати, ничего такого странного в этом варианте не вижу - если сам корпус охлаждать внешней водой, то пар будет конденсироваться на нем сверху и стекать обратно, и пока внутри есть вода, все будет вполне эффективно потому что теплообмен пойдет на весь корпус реактора), но там же предусмотрена штатная аварийная система охлаждения. Прошу прощения за влезание сюда (физик лишь по образованию ну и еще по тому что сидел в курчатнике лет 10 но в ВЦ), обещаю больше не влезать - но нельзя ли найти ссылки на то, почему штатные системы пассивного расхолаживания не сработали? Они же так и задуманы были - подливай мол воду в бассейн раз в 3 суток из пожарного шланга и сиди-кури... smile.gif

Читаем - я отметил характерное время - авторы обещали 3 суток (72 часа) - называется _красиво было на бумаге_ - я кину вниз автоматический перевод, для тех кто не читает на английском:

Цитата
The (E)SBWR has an additional ECCS capacity that is completely passive, quite unique, and significantly improves defense in depth. This system is activated when the water level within the RPV reaches Level 1. At this point, a countdown timer is started.

There are several large depressurization valves are located near the top of the reactor pressure vessel. These constitute the DPVS. This is a capability supplemental to the ADS, which is also included on the (E)SBWR. The DPVS consists of eight of these valves, four on main steamlines that vent to the drywell when actuated and four venting directly into the drywell.

If Level 1 is not resubmerged within 50 seconds of the timer starting, DPVS will fire and will rapidly vent any pressure contained within the reactor pressure vessel into the drywell. This will cause the water within the RPV to gain in volume (due to the drop in pressure) which will increase the water available to cool the core. In addition, the depressurization will cause a lower boiling point, and thus more steam bubbles will form, decreasing moderation; this, in turn, decreases decay heat production, while still maintaining adequate cooling. (In fact, both the ESBWR and the ABWR are designed so that even in the maximum feasible contingency, the core never loses its layer of water coolant.)

If Level 1 is not again not resubmerged within 100 seconds of DPVS actuation, then the GDCS valves fire. The GDCS is a series of very large water tanks located above and to the side of the Reactor Pressure Vessel within the drywell. When these valves fire, the GDCS is directly connected to the RPV. After ~50 more seconds of depressurization, the pressure within the GDCS will equalize with that of the RPV and drywell, and the water of the GDCS will begin flowing into the RPV.

The water within the RPV will boil into steam from the decay heat, and natural convection will cause it to travel upwards into the drywell, into piping assemblies in the ceiling that will take the steam to four large heat exchangers - the Passive Containment Cooling System (PCCS) - located above the drywell - in deep pools of water. The steam will be cooled, and will condense back into liquid water. The liquid water will drain from the heat exchanger back into the GDCS pool, where it can flow back into the RPV to make up for additional water boiled by decay heat. In addition, if the GDCS lines break, the shape of the RPV and the drywell will ensure that a "lake" of liquid water forms that submerges the bottom of the RPV (and the core within).

There is sufficient water to cool the heat exchangers of the PCCS for 72 hours. At this point, all that needs to happen is for the pools that cool the PCCS heat exchangers to be refilled, which is a comparatively trivial operation, doable with a portable fire pump and hoses.

GE has a computerized animation of how the ESBWR functions during a pipe break incident on their website.


Цитата
(E) SBWR имеет дополнительный потенциал САОР, что полностью пассивным, совершенно уникальным, и значительно улучшает обороны в глубину. Эта система активируется, когда уровень воды внутри корпусов реакторов достигает уровня 1. На данный момент, таймер обратного отсчета начала.

Есть несколько больших клапаны сброса давления расположены в верхней части корпуса реактора. Они составляют DPVS. Это возможность дополнять ADS, который также включен в (E) SBWR. DPVS состоит из восьми этих клапанов, четыре на главной steamlines, что выход Драйуэлл при приведении и четыре вентиляции непосредственно в Драйуэлл.

Если уровень 1 не resubmerged в течение 50 секунд таймер запуска, DPVS будет стрелять и быстро вентиляционные какого-либо давления, содержащиеся в корпус реактора в Драйуэлл. Это приведет к воде в течение ДПЛА, чтобы получить в объеме (из-за падения давления), который увеличит воды, доступной для охлаждения активной зоны. Кроме того, разгерметизация приведет к нижней точке кипения, и, следовательно, более пузырьков пара будет форма, уменьшая умеренности, а это в свою очередь, уменьшает производство остаточного тепла, сохраняя при этом достаточное охлаждение. (На самом деле, как ESBWR и ABWR разработаны так, что даже в максимально возможной чрезвычайной ситуации, основной никогда не теряет своей слоя воды теплоносителя.)

Если уровень 1 не является опять-таки не resubmerged в течение 100 секунд срабатывания DPVS, затем огонь GDCS клапанов. GDCS это серия очень больших емкостей для воды расположены выше и в сторону давления реактора в Драйуэлл. Когда эти клапаны огня, GDCS напрямую связано с ДПЛА. После ~ 50 секунд больше разгерметизации, давление внутри GDCS будет уравнять с этим из корпусов реакторов и Драйуэлл, и вода GDCS будет начать поступать в ДПЛА.

Воды в корпусе реактора будет кипеть в пар от распада тепло, и естественная конвекция приведет к его путешествия вверх в Драйуэлл, в трубопровод сборки в потолок, который будет пара-четыре больших теплообменников - Пассивная система охлаждения Сдерживание ( РСС) - расположен над Драйуэлл - в глубокой лужи. Пар будет охлаждаться, а будет конденсироваться обратно в жидкой воды. Жидкая вода будет стекать из теплообменника обратно в бассейн GDCS, где он может поступать обратно в ДПЛА, чтобы компенсировать дополнительные вода закипела от остаточного тепла. Кроме того, если перерыв GDCS линий, форма корпуса реактора и Драйуэлл будет гарантировать, что "озеро" жидких форм воды, которая погружается в нижней части корпуса реактора (и основной внутри).

[B] Существует достаточное количество воды для охлаждения теплообменников РСС в течение 72 часов [/ B]. На данный момент, все, что должно произойти для бассейнов, которые охлаждают теплообменники РСС тепло быть пополнен, которая сравнительно простым делом, выполнимо с портативных пожарный насос и шланги.

GE имеет компьютеризированную анимации, как ESBWR функций во время прорыва трубы инцидента на их сайте.

alex_bykov
QUOTE(skv777 @ 22.3.2011, 22:23) *
Да это понятно, вопрос сколько радиоговна еще выйдет, и как с ним боротся.

Надо потихоньку двигаться к замыканию контура теплоотвода. Переходить на химобессоленную с бором и ионнообменные фильты - грязь сажать.
alex_bykov
QUOTE(aprudnev @ 22.3.2011, 22:28) *
А можно тут один вопрос, а то не смог найти даже и намека на точную информацию.

Там третий уровень безопасности - система охлаждения работающая без внешней энергии, на том что кипящий пар охлаждается в аварийном теплообменнике а циркуляция обеспечивается инжектором в самом реакторе (такая дудка висит на схеме по краям, на некоторых схемах она есть). Есть информация, почему эта система отказала (не сработала штатно)?

А то тут обсуждаются времена выкипания и охлаждение естественной конвекцией пара (кстати, ничего такого странного в этом варианте не вижу - если сам корпус охлаждать внешней водой, то пар будет конденсироваться на нем сверху и стекать обратно, и пока внутри есть вода, все будет вполне эффективно потому что теплообмен пойдет на весь корпус реактора), но там же предусмотрена штатная аварийная система охлаждения. Прошу прощения за влезание сюда (физик лишь по образованию ну и еще по тому что сидел в курчатнике лет 10 но в ВЦ), обещаю больше не влезать - но нельзя ли найти ссылки на то, почему штатные системы пассивного расхолаживания не сработали? Они же так и задуманы были - подливай мол воду в бассейн раз в 3 суток из пожарного шланга и сиди-кури... smile.gif

Читаем - я отметил характерное время - авторы обещали 3 суток (72 часа) - называется _красиво было на бумаге_ - я кину вниз автоматический перевод, для тех кто не читает на английском:


Цитаты, которые Вы привели, относится к новым проектам GE, которые они продвигают сейчас. В МАРК-1 я такой системы не нашел...
AtomInfo.Ru
aprudnev,

это мало того, что новый проект - это ещё и нигде не построенный проект. Первые блоки с ним только предполагаются.
mixan
Цитата(O3P @ 22.3.2011, 21:21) *
Это я про теплоотводящую поверхность ТВЭЛа на килограмм его веса...

Виноват. Сразу не допер.
Однако за втрое меньше не согласен. Загрузка РБМК 1000 - 190 т мощность 3300. Ф1 1 бл - 70т мощность 1300 . Мощность 1 кг отличается незначительно .Диаметр твзл тоже должен быть приблизительно одинаковым. За глубину выгорания на BWR ничего не знаю. Но предварительно должен быть паритет.
O3P
Цитата(mixan @ 22.3.2011, 22:46) *
Однако за втрое меньше не согласен. Загрузка РБМК 1000 - 190 т мощность 3300. Ф1 1 бл - 70т мощность 1300 . Мощность 1 кг отличается незначительно .Диаметр твзл тоже должен быть приблизительно одинаковым.

Ну, вообще логично, не буду спорить. Но поскольку я про их конструктив не особо в курсе, а тут кто-то говорил про бОльшую энергонапряженность BWR, то и решил на всякий случай заложиться на фактор тройки в сторону повышения температуры (все равно это все плюс-минус лапоть). Хотя то, что Вы говорите, похоже на правду.
инженер_Гарин
QUOTE(alex_bykov @ 22.3.2011, 23:29) *
Надо потихоньку двигаться к замыканию контура теплоотвода. Переходить на химобессоленную с бором и ионнообменные фильты - грязь сажать.


Это было очевидно с первых дней. Может и делают что-то не отрываясь от закачки морской воды. Есть большие подозрения, что водичка уходит обратно в море, чот там больно грязновато становится. Японцы сообщали, что дождем смыло, хотя о дожде никто не сообщал. А вот по подземным коммуникациям в сторону дезельгенераторной реально уходить может. Мне знакомый нач. смены чернобыльский (как раз в ту ночь на соседнем блоке работал) рассказывал, что когда пожарные начали активно гасить аварийный блок на соседних блоках началось затопление минусов и им было очень нехорошо
O3P
Цитата(alex_bykov @ 22.3.2011, 22:22) *
Кроме того, я сознательно завышал при интегрировании энерговыделение (не трапециями, а прямоугольниками по большему значению).

А, так вот это почему!.. smile.gif

Респект. Я, увидев, решил не вякать - какая, думаю, на фиг разница - а это, выходит, так и было задумано, и это я не допер...
Binary Star
http://www.reuters.com/article/2011/03/22/...id_dest=Twitter

Цитата
He gave no more details, but a TEPCO executive vice president, Sakae Muto, said the core of reactor No.1 was now a worry with its temperature at 380-390 Celsius (715-735 Fahrenheit).

"We need to strive to bring that down a bit," Muto told a news conference, adding that the reactor was built to run at a temperature of 302 C (575 F).


"Есть опасения насчет активной зоны в реакторе №1 с ее температурой в 380-390 C; Нам надо стараться снизить ее немного; Реактор был расчитан для работы с 302 C"

Мнения, домыслы?

Снимок ТЕПЛОВИЗОРА: http://www.zerohedge.com/sites/default/fil...e/heatAll_0.jpg
skv777
Цитата(инженер_Гарин @ 23.3.2011, 2:04) *
Это было очевидно с первых дней. Может и делают что-то не отрываясь от закачки морской воды. Есть большие подозрения, что водичка уходит обратно в море, чот там больно грязновато становится. Японцы сообщали, что дождем смыло, хотя о дожде никто не сообщал. А вот по подземным коммуникациям в сторону дезельгенераторной реально уходить может. Мне знакомый нач. смены чернобыльский (как раз в ту ночь на соседнем блоке работал) рассказывал, что когда пожарные начали активно гасить аварийный блок на соседних блоках началось затопление минусов и им было очень нехорошо

Действително хоть и приблизительная схема, но впринципе...

http://forum.pripyat.com/showthread.php?t=4352&page=100


топ#1983
bladerunner
QUOTE(VBVB @ 22.3.2011, 11:53) *
А что прочерки значат по температуре в БВ первого и третьего блоков? Типа померить не можем, или не знаем что с ними сейчас происходит.
Или их уже не существует и ОЯТ в них нет?
Ну очень информативные данные для 22 марта, что 14 марта в БВ 4-го блока в 4 часа утра т-ра была 84С (сноска 3). dry.gif А что же тогда тепловизорами мерили?
Издевательство какое-то, а не пресс-релиз...

сегодня там 56. с БВ все ОК
Binary Star
Цитата(bladerunner @ 23.3.2011, 0:33) *
сегодня там 56. с БВ все ОК


Water temperature of SFP (22nd 06:00)
51 С

(22nd 11:20)
53 С

http://www.jaif.or.jp/english/news_images/...1300780501P.pdf

Повышалась в течении дня.
skv777
На видео видно явно раскаленный предмет, как бы не ТВС.

http://www.youtube.com/watch?v=QZT8s6qlqCo
Binary Star
Цитата(skv777 @ 23.3.2011, 1:17) *
На видео видно явно раскаленный предмет, как бы не ТВС.

http://www.youtube.com/watch?v=QZT8s6qlqCo


Обратите внимание, на снимке как минимум три различных объекта, тот что ближе всех к машзалу очень похож на расположение Курточки на видео на крыше блока №1.

Hi-res: http://img861.imageshack.us/img861/5000/termo.jpg
сергей
Доброе утро (будем надеяться)!Не складывается у меня полностью картина по характеру развития ситуации с БВ.Вопрос в следующем:На ВВЭР в области "большого бора" ТКР положителен.Может ли кто то привести ТКР для рассматриваемой р.у. в области больших концентраций?И оценить влияние ТКР на характер развития ситуации с БВ?
VBVB
Есть интересный (даже полезный в некоторой степени) документ по поведению топливных стержней в ситуациях с охлаждением, похожих на Фукусимскую. Может кому пригодится...
http://www.oecd-nea.org/nsd/reports/2010/n...haviour-RIA.pdf
Русская версия IP.Board © 2001-2024 IPS, Inc.