Опасный сейчас представляется момент. Когда запитают САОЗы. Я уже как-то писал раньше. Ливанут воду на кориум в корпусе реактора с перепугу и будет все плохо. Если бы я был японцем, лучше сначала бы нашел, куда морская вода из ГО уходит. Оценить расход подачи, в сравнении с выпаром (хоть примерно). А потом надо бы попытаться лишнюю дырку заткнуть и подзаполнять ГО (писал раньше про меры по разуплотн. ГО). Снаружи КР тепло бы поотводить, чтобы убедиться, что кориум на днище затвердел. И повыше подзаполнить. Мягко (относительно) отвести тепло, отвердить весь кориум, а потом разуплотнить все дырки из контура и оч-чень осторожно начать подавать воду от САОЗ в контур. При этом, кажется придется ориентироваться на косвенные параметры - уровнемеры уж точно не работают (там уже и трубки-то поплавились).
Но это, если бы я был главным японцем, ес-нно.

Да, и кстати. Раз уж появилось на одном сайте, можно здесь добавить.

У "Росатома" из-за аварии сорвались контракты на обогащение урана для "Фукусимы" на сумму до 100 миллионов долларов.

Это было для сведения, не для обсуждения. Обсуждать тут нечего, собственно.

Добавлю из чистого занудства, что от захвата нейтрона железом-57 проку ноль, так как железо-58 стабильное и его в нормальном железе и так 0.3%. Только у железа-59 есть вожделенный бета-распад в кобальт-59, но мы же хотим кобальт-58?

С никелем тоже малопонятно. Никеля-58 в реакторе до кучи, но он стабилен. Из него можно наработать никель-59, и К-захватом из него получается стабильный кобальт-59.

Не получается придумать ничего экзотического сверх банального происхождения кобальта-58 как одного из фрагментов в делении урана. Или же как нечаянного дочернего ядра в бета-распадах фрагментов с испусканием нейтронов, чтобы проскочить мимо кобальта-59.

Путь получения Co-58 из Ni-58 - реакция (n,p). http://www.matpack.de/Info/Nuclear/Nuclids/C/Co58.html - Модератор.

Прошу прощения за такую тупость: зациклился на тепловых нейтронах. Как полагается, сечение (n,p) реакции для тепловых нейтронов пренебрежимо мало, но ведь в реакторе до конструкционных материалов доходят и быстрые нейтроны.

И срок жизни оборудования тоже дольше, чем у топлива в реакторе. Соответственно, оно успевает набрать флюенсы. - Модератор

по NHK обсуждают ожоги ликвидаторов
по первому впечатлению - бета, не тепловые
наступили в воду, башмаки промокли, кожа вступила в контакт с нуклидами
вполне правдоподобно

Предлагаю почитать указанный выше источник (Гл.10), из которого следует, что БВ, в которых применялся БОРАФЛЕКС после "долгой" работы не могли даже расчетно подтвердить подкритику с К < 0.95, по причинам, о которых там говорится , а вот про - "тупо высыпается/растворяется" - там не говорится.

Они там что, в деревянных японских сандалиях прогуливаются?
http://www.cultline.ru/archiv/g/2927/

Это уже выше предлагали - "НЕ ТРЯСТИ ВОЗДУХ".
Кроме штрафовать - можно вызвать на партком, или на внеочередную пересдачу ПБЯ, можно и "растреливать" - хорошо, что, пока только модератору, тем более он в теме.
Обсуждаются не всем известные события, а версии возможных "нежелательных" сценариев.
Если есть доказательства невозможности СЦР в БВ (при неизвестном его состоянии) по законам физики - дайте, пожалуйста, ссылку на источник или расчеты.

NISA подтвердила бета ожоги. См. ветку новостей.

по NHK обсуждают те невероятные уровни, 400 Ки/км2, что я постил в таблице несколько страниц назад
опровержения нет, профессор выдвинул предположение, что имеет место пятнистое заражение по типу чернобыльского
однако...неужели не ошибка??

Извините ,а что Вы предлагаете обсудить?И что невероятного? И на каком кол-ве КМ2 такое загрязнение?

невероятно то что 400 кюри в 40 км от ФАЭС
это повыше чернобыльских уровней
по площади загрязнения - видимо пятна, уровни немного ниже (десятки кюри) в целом ряде деревень
мне кажется что если тут нет ошибки, то это ОЧЕНЬ серьёзные последствия, уровень ИНЕС 6 твёрдый
странно что это сопровождается столь малыми МЭД по гамме

А как вы оцените опастность солеобразования при выпаривании морской воды в реакторе? Я прочитал что по примерным оценкам ее скопилось уже в реакторах на первом 26 тонн на втором и третьем до 45 тонн. Соль будет примятствовать теплообмену между водой и ТВЭЛами и как следствие повышение температуры стержней и их растрескивание.

Скажу так. Японцы, на мнение которых я тут уже ссылался, считают это самой большой опасностью на данный момент. И то, что на блоках пока не могут перейти на замкнутый контур с чистой, химподготовленной водичкой, очень плохо. Уточню, чтобы не было недопонимания - это японские специалисты, в том числе, знающие станцию, но не принимающие участие в ликвидации. То есть, это тоже их догадки, а не абсолютная истина. - Модератор.

Впрочем, о вреде от соли по ветке здесь было много сказано раньше. - Модератор.

Скажу так. Японцы, на мнение которых я тут уже ссылался, считают это самой большой опасностью на данный момент. И то, что на блоках пока не могут перейти на замкнутый контур с чистой, химподготовленной водичкой, очень плохо. Уточню, чтобы не было недопонимания - это японские специалисты, в том числе, знающие станцию, но не принимающие участие в ликвидации. То есть, это тоже их догадки, а не абсолютная истина. - Модератор.

Впрочем, о вреде от соли по ветке здесь было много сказано раньше. - Модератор.
[/quote]

Спасибо за разъяснение. С вредом это понятно, вопрос на сколько актуальна эта проблема. Жаль информации действительно почти нет, а то, что сами японцы только делают предположения по этому поводу очень не утешительный факт. Чесно говоря ощущение что не знают чего делать или же ситуация на столько критична что просто выходов не видят.
Еще себе позволю один вопрос, прошу не удаляете. Я видел схему реактора (на этом форуме), так по схеме видно что хранилище расположено чуть выше и левее реактора. По фото и видео видно что эта часть (где расположено хранилище) если не снесена, то серьезно повреждена. По моим ощущениям эти хранилища попросту снесены взрывом и все их содерживое валяется в обломках во круг блоков. Я читал эту ветку от начала и до конца, но так и не увидел предположений на эту тему. Возможно я что то упустил?

это наверное не в эту тему...
ерунда конечно, если бы разбросало сотни тонн ТВСок, то там поля были бы такие.........., и реакция японцев была бы совсем другой

Еще раз прошу прощения что влезаю со своими не профессиональными постами, но вопрос сильно волнует а поинтересоваться кроме как здесь негде. Здесь уже не раз высказывались о не совсем объяснимых действиях японских атомщиков и вопросов у присутствующих здесь людей остается не мало. Может японцы скрывают истинное положение вещей? Фото ведь все видели. Я просто сопоставил фото с чертежем реактора и понят что если и не выбросило все содержимое из хранилищ то покарежило основательно. Следовательно не может быть и речи о наличии воды в хранилищах, так как полюбому утекла через трещины

Выше по ветке Den_DE написал: "Leakage of the pools due to Earthquake?" со знаком вопроса, что означает - подозрения на утечку из бассейнов есть, доказательств нет. - Модератор.

А 40 - 50 Зв/час это малые поля?

http://www.snrc.gov.ua/nuclear/uk/publish/...BD972760A2DC08F

Примечание. "Год" здесь означает "час" в переводе на русский. - Модератор.

Не теряйте из вида объем топлива по всей АЭС, в Чернобыле на одном реакторе было по нес-ко тысяч/ч, а тут другие законы физики не работают.

Не пойму, что удивительного. На Чернобыле военные дозиметры на 1000 р/час зашкаливали

50 Зв/ч - 5000р/час
Технологию проведения измерений предложить можете?

Успокойтесь, на 'рисунках' в мкзв/год (час) по замерениям по периметру станции в отдаленности от блоков на 0.5-1км.

49 Зв/ч, цитата:



Оригинал:



Источник: http://www.snrc.gov.ua/nuclear/uk/publish/...BD972760A2DC08F

Пишут -10-11т/ч... Может и выпаривается, если до днища достает. Но тогда надо увеличивать расход раза в 2 и смотреть характер парения. Если увеличится парообразование с блока, а потом опять снизится, то это просто здорово. Можно спокойно заливать снаружи на пару метров и потом пытаться увеличивать внутрь.

Подводя итог дискуссии.

Имеется в виду следующая фраза из документа ГКЯРУ:



"Год" в переводе на русский означает "час".

ГКЯРУ - атомнадзор Украины. Информацию получает от МАГАТЭ.

Но это, как они пишут, "в зданиях блоков". Не на площадке. Может и правда внутри блока, например в ГО или возле разрушенного БВ такая мощность.

Организация по контролю безопасности на объектах энергетики. Рекомендую всем почитать, много интересного в отчетах:

http://www.grs.de/en/news/information-upda...ar-power-plants

Исходя из качественной характеристики "сверхвысокие", речь должна идти именно о таких размерностях, хотя в таком случае сложно представить даже кратковременное пребывание персонала.

Ну! Спасибо! Очень полезная инфо!

Технологий множество, самая простая - замер через стенку (биозащиту)

Любопытно, как получены данные по дозам в контейнменте и барботере? Рабочие датчики?

Я хотел бы рассказать немного, что такое компания GRS, на документы которой ссылается уважаемый Deni_DE.

Естественно, при этом никак не обойтись без саморекламы. Процитирую фрагмент из одного из наших давних материалов.



Это вполне уважаемая компания, к документам и информации от которой можно относиться с серьёзностью. Помня, разумеется, что ситуация развивается в динамике и всей полнотой данных на сегодняшний момент не владеет, наверное, никто.

Ну для чего-то они запитывали системы контроля и БЩУ. Вполне возможно, что штатный радиационный контроль восстановлен и это уже хорошо. И похоже наконец-то занялись радиационной и технической разведкой. Почему этого не делали раньше вопрос, может силы собирали

у меня вопрос людям, работающим на реакторах любого типас водяным теплоносителем
какова нормальная МЭД воды 1-го контура?
десятки Р/ч, я правильно догадываюсь?

если да, тогда у японцев на два порядка выше - очевидное свидетельство повреждения оболочек ТВЭЛов, ну да это было давно известно...
кстати первый реактор больше всего пострадал
на 2 и 3 в барбатере даже как-то маловато, если учесть, что творится наверху
степень повреждения и механическое состояние ТВС мы узнаем не скоро

Ни на одной АЭС никогда не был, но вот картинку видел. Да и все наверно видел, как весело японцы стоят на перазгрузчике топлива во всемя перезагрузки. А вода в канале с водой в реакторе сообщается. Поэтому активность воды в норме кажется невысокой. Выгрузка старья, перетасовка оставленного и загрузка свежего дело многих часов? Покаюсь: снимок тот мог быть и рекламным.

Ну зато теперь понятно, что они имеют возможность регулировать расход воды в контур. И при этом ответная реакция блока правильная (Р1, Рго). Конечно расходы в контур низкие, все сразу выпаривается. Зону покрыть пока не могут, растет давление. Но главное, что могут подавать и паровых взрывов не ожидается. Делают все вроде правильно и не спешат. Понемногу кориум (или остатки а.з.) будет остывать и они смогут покрыть а.з. Немного еще непонятно, какой уровень в ГО. и охлажден ли КР снаружи. Т.е. если подают воду внутрь на затвердевший кориум (сверху), а снизу не охлаждать, может быть жидкий расплав ближе к днищу. Но если до сих пор не проплавил, то уже вряд ли. Но надо бы иметь какой-то слой воды в ГО под днищем.
Такое вот мнение из Мухосранска.

Один человек, скажем я, осматривал флацы чехлов приводов СУЗ (это практически на крышке р-ра) на ВВЭР-1000 на мощности 100%. За 20 минут получил двухмесячную разрешенную дозу, что-то около 0,4 рентген. Не так много, как кажется

Ошибаетесь и очень сильно.
Во время ППР от опорожненных труб светит намного больше , чем от заполненных. Да и сам вопрос некорректен. Р/ч - мощность экспозиционной дозы - характеристика радиоактивности в какой-то точке на каком-то удалении от какого-то источника.Вода сама по себе вносит гораздо меньший вклад в гамма радиоактивность, чем трубы, по которым течет.Пролившись на пол она в основном бета-активная.
На РБМК постоянно ведется контроль удельной активности воды по I 131 - признак наличия негерметичности ТВС. Нормальные значения 10-7 степень ку/л

а сколько МЭД воды?
и как вы осматривали фланцы? расскажите поподробней жутко интересно

я в полном смятении, особенно по первой фразе
какой вклад от труб за пределами биозащиты реактора? там же наведённая активность должна быть ничтожной, любой фон - от выноса нуклидов с водою
трубы должны наоборот экранировать...

От модератора. В следующий раз отправлю отдыхать на часок всех принявших, кроме Nut (у него пожизненная индульгенция от бана за пост про жадин).

Ну, вы меня поняли, да?

P.S. Уточняю - относится к только что стёртым постам.

Все наоборот. В процессе эксплуатации трубы ржавеют. Корродированные частицы отрываются и проплывают через реактор, где подвергаются нехилому облучению. Наведенная активность при этом высока. В начале ППР как правило проводится промывка КМПЦ- горячая и холодная со всякими выкрутасами - перекосами уровней в барабанах и т.п. все для того, чтобы смыть на систему очистки радиоактивные прододукты коррозии. Не выводится ничем иод.Но при достижении предела безопасной эксплуатации 10-5 ку/л необходимо глушить р-р в течение определенного времени.Так что 10P/час при нормальной эксплуатации в воде недостижимо.

http://www.grs.de/en/news/information-upda...ar-power-plants

Из приведенного следует:
1. Контаймент блока 1 цел, грязь накопилась в барботере.
2, Контайменты блоков 2, 3 дырявые, грязь выносится в помещения блоков.
Тогда данные приведенные ГИЯРУ кажутся вполне логичными.

Экспозиционная доза (вы это имеете ввиду) по определению измеряется в воздухе, так что не важно от какого источника, воды или железа. Вода (в смысле теплоноситель) не относится к мощным источникам, если с химией и примесями все нормально и топливо плотное. Обычно, при нормальной эксплуатации, активность - десять в минус пятой кюри на кг, аварийная десять в минус первой.

Ну как осматривал, спустился по лестнице и глазками Это не частая, но в целом обычная операция, нужно было очено

Использовали ли вы какие-нибудь средства защиты при этом?

http://www.youtube.com/watch?v=MVqgYx2Tox0

Комментарий по снаряжению ликвидаторов у ФАЭС - приветствуется. По моим наблюдениям, даже не дотягивают до стандарта HAZMAT Level B (хим. защита), большинство в пажарном снаряжении, используют какую-то простую (хирургические перчатки?) защиту для рук.

А я наоборот понял . В первом в ГО и в помещении бака одинаково грязно. Т.е. среда в ГО и в помещ. бака одинакова. А по проекту помещение не соединяется с ГО (только сам бак).
А вот на 2 и 3-м помещение чистое, а ГО грязные. Т.е. я сделал вывод о негерметичности ГО-1 по отношению к помещению бака.
Не настаиваю, правда.

Из средств защиты лепесток (ткань петрянова) и печатки резиновые (хирургические), а зачем больше, там же жарко.

Пожарники в боксе через пять минут никакие в своих робах и изолирующих противогазах, от них хлопот больше, чем пользы

http://www.grs.de/sites/default/files/UE-S...00_240311_0.pdf

4-й блок, БВ:


Fukushima I (Daiichi 4)

Asahi with reference to TEPCO:
- 1331 fuel assemblies, 1 core consisting of 548 fuel assemblies, there are presently no fuel assemblies stored
inside the reactor (source: TEPCO))
- Heat output: approx. 2000 kW
- Volume 1425 m² (кубических может?)
- Suspected fuel assembly damage
-------------------------------------------------------------------------------------------

2000 kW / 2250 КДж/кг = 1 kg/sec примерно испаряется. Это если не считать, что воду надо еще нагреть и тепло отдается в бетон там и в воздух сверху.
пусть там в басейне 1000 кубов воды (миллион кг), тогда миллион секунд надо чтоб выкипел. 10 дней по-крайней мере. никак не раньше

Мощность вроде похожа на остаточное энерговыделения с ноября (старыми пренбрегаем). Объем я не уверен, но если правильно приведены цифры - то получается вытекла вода через трещины?

ЗЫ. Может это бред уже у меня?

В контайменты подается вода, там она испаряется и должна куда-то выходить. Из контаймента блока 1 пар выходит через Pressure suppression pool как и предусмотрено по проекту, а вот на блоках 2 и 3 - непректное истечение среды из контаймента. Об этом свидетельствуют данные.

А мы не забыли о тектоническом сдвиге и его следствии - цунами, посетившем сии берега?
Что там сейчас с хим. составом воды и какой глубине он соответствует, ИМХО никто прогнозировать не возьмётся.

2011.03.23: Reports, Fukushima reactors

http://www.jaif.or.jp/english/news_images/...1300951089P.pdf

http://www.nisa.meti.go.jp/english/files/en20110323-4-2.pdf