Ну вот и расчеты. 3,5 часа после начала контакта кориума с днищем и все "я на свободе!". Соизмеримые цифры с ВВЭР (и не могут сильно отличаться). Это теоретически, без следов воды, без сброса пара. Ну пусть еще пару часов...
Так у нас в Жмеринке говорят.

мы не знаем, какое охлаждение получал аппарат во время до подачи морводы
если, как вы пишете, 55 часов воды не подавалось, то за это время всё могло проплавиться вплоть до бетона
кстати дальше кориум должен был потечь в барботер - прям как на ЧАЭС, по трубам!
дальше паровой взрыв??
блин слишком апокалиптично чтобы быть правдой
мы что-то упускаем
видимо было какое-то охлаждение до подачи морводы

ах да! не забываем про показания температуры в том районе
там всё холодно, и давно

В Жмеринке не ошибаются Вот расчёт GRS для BWR Вам в подтверждение:

BWR Lower Head Failure

Если я в чем-то ошибся, пожалуйста, поправьте. То, что Вы пишите, не совсем так.
Если у Вас есть другая версия, было бы интересно обсудить. Только с учетом выложенных ранее расчетов.
Конечно, сейчас холодно, об этом уже писали и в этом нет никакого противоречия. Все правильно.
Так сказал наш главврач.

не могли бы вы коротко суммировать текущее состояние реактора, АЗ и контайнмента на 3 блоке, по вашему мнению?

по моему - ситуация TMI, частичный расплав без потери корпуса

Значит морскую воду не борировали (?)

что там с веб камерой, опять?

Из Жмеринки правда почти ничего не видно, ес-но только личное мнение (ни на что не претендующее). Думаю а.з. поплавилась конкретно, кориус стек вниз и проплавил КР (может днище, но скорее всего проходки СУЗ, там легче). Начал стекать вниз в ГО. Там думаю были остатки воды или залитая морская. Реакция с водой, пар, водород, в тор, дальше я писал утром. При вскипании воды в ГО несколько охладилось днище, и из-за этого и из-за подачи воды затвердела корка кориума на днище. А раз так, дальше проплавления не будет. Сейчас охлаждается. В ГО кориум покрыт водой, а в реакторе еще не удается, вскипает и народ боится роста давления (хотя уже не стоит, сильно не вырастет). Ну вот так кажется.
Повторюсь - не претендую. Точнее - у Кириенко или главного япона.
Вот такие слухи в нашем городе (распространяет главврач Маргулис).

Кое что свежинькое Status of nuclear power plants in Fukushima as of 20:00 March 26

http://www.jaif.or.jp/english/news_images/...1301137974P.pdf

А как же воспринимать дуговую или электросварку под водой, это достаточно широко применяется.

Было бы очень интересно, но не видно. И у Adobe нет таких плагинов. Где бы их взять?
Если кто-то расшифровал, выложите, пожалуйста.

Во всех сводках идет информация о том, что началось охлаждение пресной водой. Мне вот только немного непонятно... С одной стороны, охлаждение пресной водой позволит избежать дальнейшего образования солевого налета на тепловыделяющих поверхностях и ухудшения теплоотдачи. С другой стороны, пресная вода будет размывать солевые отложения, которые возможно закрывают течи во многих поврежденных местах. Есть какие-то мнения о том, насколько это может стабилизировать или наоборот, дестабилизировать ситуацию?

http://alces-stories.narod.ru/Japan/Photo/26-1.jpg
http://alces-stories.narod.ru/Japan/Photo/26-2.jpg

Да я, собственно, уже не только про воду, а про общие измерения по всей территории. Короткоживущие могли бы дать массу информации по теме, в том числе о состоянии и характере аварии.
Хотя вон в воде I-132 нашли. Ссылка уже приводилась:
http://www.tepco.co.jp/en/press/corp-com/r...es/110326e1.pdf

Кстати, по поводу


все может объясняться предельно просто, если у них чувствительность спектрометра разная к этим элементам, о чем они забывают (ну, у меня студенты регулярно эту ошибку делают, почему бы японам ее не сделать?)

upd Это не значит, что причина в этом. Может, просто образец неправильно берут. Или цифры искажают. Да мало ли...

С" мнением из Жмеринки" трудно не согласиться! Условия термошока на цилиндрической поверхности корпуса существовали в части высокой температуры металла и относительно низкого расхода холодной морской воды. Но для образования сквозной трещины в корпусе ещё необходимы два условия: длина первоначальной тещины и значение растягивающего напряжения, вызываемого давлением в реакторе. Но давление в реакторе во время подачи холодной воды было небольшим (раз в 10 меньше давления при работе на мощности). И и длина начальной трещины была в пределах допустимой при предыдущем плановом контроле корпуса. Хотя, периодичность в подаче охлаждающей воды может и "продолбить" стенку. А вот днище корпуса с проходками (патрубками) для СУЗ представляют собой полуоткрытые "аппендиксы", заполенные агрессивной, с высокой температурой. упаренной морскоой водой - "идеальное" место для интенсивного протекания коррозионных процессов. Не исключено, что под влиянием коррозионного утонения стенок, патрубки СУЗ могли просто отвалиться. И далее течь и подаваемой в корпус воды, насыщенной р.нуклидами, и, как говорит главврач Маргулис, кориума.

В очень активной сегодня Жмеринке ответ наверняка знают. На Глобальной Авантюре выложили оценки по хлору-38, если в активной зоне 100 кг плутония-240. Детали опускаю, но порядок величины измеренной активности хлора-38 натянуть можно.

Сегодня утром мне "Доброжелатели" мне предоставили следующую PowerPoint презентацию от Areva от 26 Марта:


Areva - The Fukushima Daiichi Incident

http://www.megaupload.com/?d=OJS80EGJ

Кориум в первом реакторе, очень удобно обходится факт теплового взрыва в №3, плюс underestimate в плане радиационного загрязнения ок. среды. (NISA ошибочно уже занижала обстановку на АЭС по фону, все видели что получилось.)

То есть, гипотеза о том, что хлор-38 возникает из-за нейтронов спонтанного деления, в принципе не совсем плоха?

Можно посмотреть, какие ещё реакции приводят к образованию нейтронов в подкритическом реакторе. Есть (gamma,n), есть (alpha,n). Есть (n,2n) - её сечения очень малы для тепловых энергий, но у нас совершенно точно даже в лучшем случае есть участки зоны без замедлителя (верх топлива, который не залит водой).

В общем, я думаю, что бритва Оккама - вещь полезная.

Ну у дуги более 3000 град. При сварке слой проплавления пару миллиметров. Просто наблюдал как режут корпус реактора на металлолом, месяца полтора дырку прожечь не могли, дугой с кислородом. Образуется ванночка, сталь кипит, но прожига нет

Оценки вроде простые. Попробую пересказать. Соль обволакивает топливо. У хлора-37 для тепловых нейтронов сечение вполне заметное - полбарна. Примерно каждый тысячный нейтрон имеет шанс захватиться хлором-37 и дать хлор-38. В 100 тоннах топлива около тонны плутония, из них около 100 кило на плутоний-240. Отсюда число нейтронов в секунду известно. Для оценки пусть вымывает примерно что наработано. Пусть стекает все в стоячую лужy в сотню кубометров. И получается что было доложено по хлору-38. Даже чересчур хорошо, и даже с запасом. Вызванное альфа производство тоже упомянуто.

Взывать к духу СЦР нужды не видно.

Интересна сама быстрая переработка нейтронов в гамма через поваренную соль морской воды.

Я лично не понимаю, что они там охлаждают... Заливают воду в корпус реактора через сохранившиеся трубопроводы подачи воды? А куда эта вода и особенно пар потом деваются??

Да, с хлором похоже. Тогда японцы изобрели отличный способ переработки хлора:
- поливаем раскаленные твэлы морской водой, на них оседает соль.
- через какое то время поливаем пресной водой, смываем соль вместе с наведенной в ней радиоактивностью.

Теперь они получат огромное количество активной донельзя воды во всех помещениях куда вода может просочиться...

Посмотрел презентацию. Не буду дальше комментировать в этой ветке, но это какой то п..ц - что, серьезно, они сбрасывали газы из контейнмента на верхний этаж здания а не в вытяжную трубу???? !!!!! Это кто-ж так строил???

В Комсомолке выложили некий ролик работ внутри станции (освещение подали). Мало что понятно, но все же...
http://kp.ru/online/news/858117

Блефом они занимаеются, см. анализ от Areva на пред. странице.


Нобелевская премия об открытии по минимизации попадания радиоционных нуклидов в атмосферу при запроектных авариях на реакторах типа BWR.

Думаю, что все проще. У них в программе забито, что у йода-132 период 2,3 часа - они и считают так поправку на распад. А он распадается с периодом теллура-132 - в 72 часа. Поправки на материнско-дочерние радионуклиды видимо нет, а головой подумать они не могут. Как и на всех западных АЭС у них почти нет инженеров - одни техники и мэнагеры. А те точно думать не умеют.

Вы ,абсолютно правы.(Такое маленькое отступление от темы).Лет 25(?) назад решено было на баках ТУ врезки по уровню переделать.Будучи молодым оператором со сварным пошел(благо знал его еще по монтажу).Уровень был на границе врезки ."Сварной" был 6-го разряда (для тех кто понимает) ."Постучал " он электродом о "нержавейку" и молвил "человеческим голосом":"Сергей,шум слышишь?Прожечь ("изнасиловать") смогу,-обварить нормально нет."

Ой,а можно чуть подробнее ,но лаконично?Краткую ремарку о Влиянии и ограниченности оценки по стандартным базам (программам) на реальный процесс?Я занимаюсь ,все таки эксплуатацией и ,хотя читать(осмысливать и предполагать) данные могу,но методология - достоверность оценки,у меня "хромает".

Судя по трассировке наружных воздуховодов, транспортировка сбросов возможна только принудительная, при наличии электропитания, естественно.

Когда речь идет о сбросе избыточного давления, то газовая среда сама будет вращать вентиляторы, только нужно открыть нужные клапана.

Отвечаю на правах модератора, в порядке оффтопа, не для обсуждения, а для сведения.

VBVB,

совершенно случайно увидел сейчас этот сюжет.

"...в Китае сегодня открылась первая коммерческая АЭС в Дайя-Бей. Она расположена... в 100 км от Гонконга... Её реакторы построены по новейшей технологии и существенно отличаются от японской Фукусимы".

Сказать, что я охренел - это ничего не сказать! АЭС "Дайя-Бей", она же АЭС "Гуандун", была построена в 1994 году, то есть, 17 лет назад!

Предполагая, что люди, писавшие текст для сюжета, вряд ли окончательно сошли с ума, погуглил название станции в новостях. Так вот. В четверг на этой неделе станция была открыта для журналистов, то есть, на ней прошёл банальный пресс-тур.

Фраза для поиска ниже.


Написанное - не для дискуссии. Просьба - пожалуйста, относитесь критичнее к тому, что пишут и показывают большие СМИ. Мы видим, кто из журналистов реально приходит на конференции, общается с сотрудниками "Росатома" и владеет тематикой в объёме, нужном для СМИ. В России это буквально считанное число человек. Остальные могут и новейшую коммерческую АЭС запустить на ровном месте

Сие очевидно, но, чтобы открыть нужные гермоклапаны, надо иметь электропитание, а вот для сброса избыточного давления используются КИДы или вышибные панели, только неясно, были ли таковые в ЦЗ 1-го блока, например...

Есть там и линия сброса в венттрубу. Думается, дело в наличии на ней осушителя и фильтов (согласно схеме) - через них среда без помощи вентиляторов не пошла бы. А электропитания не было.
А на линии, ведущей в реакторный зал, фильтров нет...

PS На 440/230 сбросные клапаны гермозоны тоже открываются в центральный зал...

предусмотреть простой байпас...
но теперь уже поздно рыпаться

любая строительная конструкция в которой возможно аварийное повышение давления должна быть защищена от повышения давления сверх допустимого пассивной системой - вышибными панелями и т. п.
Если по условиям эксплуатации в помещении возможно накапливание водорода , это помещение должно вентилироваться либо постоянно- при этом системы вентиляции должны быть оснащены гермоклапанами, закрывающимися либо по сигналу давления, либо по сигналу активности, либо периодически продуватьтя сж. воздухом по тем же сигналам.
высота Венттрубы должна обеспечивать вытяжку из аварийных помещений при неработающих вентиляторах
1 блок ФАЭС конечно древний, но не настолько же, чтобы пренебрегать минимальными требованиями безопасности - мое сугубо неправильное мнение

Ну ,Вы сами понимаете,сложность задачи.При каких условиях(исходном событии)обеспечить защиту?Как совместить задачи вентиляции и локализации (нераспространения) с учетом ППБ,ПУЭ?
Для mixan:Высота "венттрубы" .в большей степени определяется временем транспортировки (и рассеивания) и временем жизни КЖН.Герметичность и "свободная вытяжка" -вещи противоположные.Где приоритет?"Закрываться" да,хорошо бы,но для этого необходимо гарантированное "питание"?

"Папа, а ты сейчас с кем разговаривал?" - из анекдота. Вы можете подробнее, может и лаконичнее, пересказать свой вопрос? Хоть и выходные - но ничего не понял.

толщина reactor vessel 20 см

Дык,пост 1487 ?Действительно интересно ,как возможные методологические погрешности или стандартные программы могут повлиять на полученный результат (и на представление о состоянии (последствиях)).Отсюда ,по оценке погрешности оценки ,можно строить предположения о текущем состоянии (и ,условно искать сценарии протекания-развития процесса).

Вышибные панели не предотвращают взрыв, а только минимизируют его последствия. Система вентиляции на ФукАЭС была явно неудачная.
to mixan: Что касается водорода, то для его детектирования давно известны специальные датчики.

Гринпис приехал к Фукусиме и сразу же намерил в 30 (тридцати) километрах от станции уровень, превышающих разрядность их прибора, у них получилось 3 мЗв/ч (получается, что уровень загрязнения может быть и выше)
Подробнее тут:http://community.livejournal.com/gp_russia/1252147.html и тут: http://forum.pripyat.com/showthread.php?p=...ed=1#post145751

С этой картиной хочется согласиться мгновенно и безоговорочно, поскольку те руины Пантикапея, что мы видим на месте третьего блока, чем-то же объяснять надо. Смущают два вопроса: откуда в ГО взялся кислород, и есть ли в торе ПК, ведущий прямо в прочноплотный бокс к самому тору, а не в общую с ГО магистраль? ГО вроде как должна быть заполнена азотом (хотя, конечно, цирконий-хлор, окись урана-цирконий, это все возможные варианты...), а тор на рисунке 5.4 "BWR Safety Design" вроде как вентилируется туда же, куда и сама ГО. Впрочем, я не уверен, что этот рисунок описывает Mark I - там в документе намешано много типов реакторов, так что кто его знает.

(Можно в эту ветку одну мысль кинуть?)

Вообще говоря, при внимательном рассмотрении проблемы видим, что теоретически нужно проектировать СОВСЕМ не так. Итак, имеем задачу
- реактор после остановки нужно охлаждать
- для охлаждения и вентиляции и управления нужна электроэнергия
- охлаждение и есть отвод энергии.

Логика подсказывает, что энергия эта должна браться не от дизелей а от самого реактора. Во первых, ничто не мешает поставить 2 - 3 небольшие турбины собственных нужд которые будут работать от остаточного тепла (при условии что давление держится хоть как то). Во вторых, кто нибудь помнит экспериментальный реактор РОМАШКА - отвод от корпуса реактора через термопары с одновременной выработкой электроэнергии. Любого решения хватило бы, а если учесть что блоков 4, то даже при поломке в 1 - 2 блоках оставшиеся после остановки давали бы достаточно энергии. Причем отвод с помощью термопар теоретически (я не имею в виду естественно примитивную термопару, но идея такая же) не требует даже и давления внутри корпуса реактора - требует лишь достаточно тепла которого там выше крыши.

Не очень понятно почему это не было сделано, благо даже и турбинка аварийного расхолаживания там была и даже на 2 блоках из трех эта турбина вполне сносно крутилась пока не кончились батарейки. Что бы стоили эти самые батарейки питать еще и от этой самой турбины. Кстати, любой генератор одновременно и задачу отвода тепла упрощает забирая себе процентов 30 - 40 (меньше охлаждать дальше в конденсаторе).

Кто бы просчитал возможности вот таких вариантов охлаждения. С первым и считать нечего - вспомогательная турбинка именно на таком кипящем реакторе более чем возможна (впрочем, возможна и на некипящем потому что стоит лишь давлению упасть и он закипит), со вторым - черт знает но эксперименты то были подобного типа и вполне живые. А то начинают наворачивать 10 уровней дизелей и 20 пассивного охлаждения, имея под боком до черта бесплатной и не кончающейся энергии (а когда кончится в ней и нужды уже не будет).

PS. Поправочка - по моему, перегон радиации через хлор перегоняет нейтронную радиацию ВНУТРИ в Бета радиацию снаружи. Или там еще и гамма получается при распаде Хлора-38?

http://atom.kaeri.re.kr/cgi-bin/decay?Cl-38%20B-

AtomInfo.ru, не проскакивала ли у Вас информация о том, что там прилетело через крышу машзала блока №3?

О чем идет речь (фото со спутника): http://www.digitalglobe.com/downloads/feat...h18_2011_dg.jpg

блин, сколько же он весит с такими габаритами?

Простите, пожалуйста, на обечайках нет продольных сварочных швов. Только диаметральные.

так у них диаметр за 6 метров, неужели вальцуют такие безшовные обечайки, хотя этож япония

Турбины расхолаживания являются приводом (без генератора) насосов системы RCIC и свое они дейстаительно отработали. И проблема даже не в том, что кончились батареи, а в том, сто КПД такой системы отнюдь не 100%: пропустили через турбину 100 кг пара (из корпуса реактора), а закачали из "тора" ??? кг (например 50). Плюс для ее работы требуется постоянное охлаждением воды в торе.

В NUREG/CR-5869 (1992г) предлагалась модификация этой системы: запитать линию RCIC от емкости хранения конденсата - см картинку. Емкость конденсата (как я понимаю) зависит от конкретного проекта (до, примерно, 1000 кубов)



Бало ли это сделано на Фокусиме? Хто знает...

Tokyo Electric Power Company says it has detected radioactive materials 10-million-times normal levels in water at the No.2 reactor complex of the Fukushima Daiichi nuclear plant.

The plant operator, known as TEPCO, says it measured 2.9-billion becquerels of radiation per one cubic centimeter of water from the basement of the turbine building attached to the Number 2 reactor.

The level of contamination is about 1,000 times that of the leaked water already found in the basements of the Number 1 and 3 reactor turbine buildings.

The company says the latest reading is 10-million times the usual radioactivity of water circulating within a normally operating reactor.
TEPCO says the radioactive materials include 2.9-billion becquerels of iodine-134, 13-million becquerels of iodine-131, and 2.3-million becquerels each for cesium 134 and 137.

ТЕРСО:

Вода во подвале машзала 2 блока в 1000 раз более радиоактивна, чем в 1 и 3 блоке - 2,9 миллиарда Бк/см3. Радиоактивные материалы включают 2,9 миллиарда Бк/см3 йода-134, 13 миллионов Бк/см3 йода-131 и по 2,3 миллиона Бк/см3 цезия 134-и цезия-137.

Предполагают повреждение корпуса реактора.

http://www3.nhk.or.jp/daily/english/27_12.html

П.С. У них что-то с цифрами не то, может быть 2,9 миллиона Бк/см3 йода-134

П.П.С. Какой-то профессор из Токио предполагает, что радиация всё-таки из повреждённого тора.

Недостатком этого решения будет необходимость поддерживать температуру и давление в реакторе на рабочем уровне(при потере герметичности не работает). Получается что реактор продолжает работать, но мощность снизилась на два порядка. Для снижения давления и температуры нужна будет отдельная система. Получилась не система расхолаживания реактора, а система перевода на пониженную мощность.

Да, Вы правы, толстый металл. Его, к примеру, резать керосинорезкой это та еще работенка.