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.

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.

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.

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).

А хрен редьки не слаще: йод-134 указывает, что 1 час назад шел процесс деления ядер урана - а концентрация, что в большом количестве.

А хрен редьки не слаще: йод-134 указывает, что 1 час назад шел процесс деления ядер урана - а концентрация, что в большом количестве.

12:20 27 марта
Вода в реакторе номер 4 менее радиоактивна чем в других реакторах: agency
Из бегущей строки на киодоньюс.

разницы температур в 60-70 градусов вполне хватит.

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

Ну что, типа СЦР в пространстве под вторым реактором? Все таки проплав корпуса кориумом. Ситуация идет по нежелательному направлению. Лучше бы второй энергоблок еще раньше разворотило. Хоть бы охлаждать проще было.
Чего дальше ожидаем? Опять пожары и взрывы и фон в разы опять увеличится?

Это-то как бы без сомнения. Реакция идет и идет активно, если цифры имеют место.
"from the basement of the turbine building attached to the Number 2 reactor" - это геометрически где, или я не понимаю ничего?

"from the basement of the turbine building attached to the Number 2 reactor" - это геометрически где, или я не понимаю ничего?

"в основании (на уровне фундамента) турбинного зала, присоединенного ко 2-ому реактору" - кажется так понимать надо. А как туда кориум вообше добрался?
Может это СЦР в хлоридном рассоле за счет выщелачивания урана и плутония из твэлов? Критмассы небольшие нужны, замедлитель-вода есть, отражатель - бетон и железяки разные есть.
Такая жидкая дрянь куда угодно в ниши и полости затечь может и кочегарится там.

Ну что, типа СЦР в пространстве под вторым реактором?

"basement" - это подвал, а не основание фундамента.

Иной вариант - образовался путь, позволяющий йоду быстро выходить из корпуса реактора.

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.

Для экспериментальной проверки возможности создания малогабаритного реактора-преобразователя с прямым преобразованием тепловой энергии в электрическую в СССР, в институте атомной энергии имени И.В.Курчатова в сотрудничестве с Сухумским физико-техническим институтом, Харьковским физико-техническим институтом, Подольским научно-исследовательским технологическим институтом в 1964 г. была сооружена и прошла полный цикл ядерных энергетических испытаний экспериментальная установка "Ромашка". Эта установка являлась высокотемпературным реактором-преобразователем на быстрых нейтронах, в котором тепло, выделяемое в активной зоне, передавалось за счёт теплопроводности материалов на расположенный на внешней поверхности отражателя термоэлектрический преобразователь, вырабатывавший до 500 Вт электрической энергии. Неиспользованное тепло с преобразователя излучалось в окружающее пространство ребристым холодильником-излучателем. Выведенный на мощность 14 августа 1964 года реактор-преобразователь "Ромашка" успешно проработал ~15000 часов, выработал при этом - 6100 кВт.час электроэнергии.
Пуск и успешные испытания установки "Ромашка" продемонстрировали, что в Советском Союзе впервые в мире создан работающий высокотемпературный ядерный реактор-преобразователь, который позволяет непосредственно получать электроэнергию без участия каких-либо движущихся рабочих тел и механизмов и экспериментально показана его способность к длительной работе. Последующие разделка и изучение состояния элементов установки "Ромашка" показали, что достигнутые параметры и ресурс не являются предельными и могут быть повышены за счёт некоторых усовершенствований конструкции и, в частности, использования вместо термоэлектрического преобразователя энергии плоских модульных термоэмиссионных элементов, располагаемых на границе активной зоны и радиального отражателя.
Выполненный комплекс работ с установкой "Ромашка" показал её абсолютную надёжность и безопасность. Однако, в связи с тем, что к моменту окончания испытаний была создана ядерная электрическая станция "БЭС-5" значительно большей мощности, дальнейшие испытания установки "Ромашка" были остановлены. На базе установки "Ромашка" была создана опытная установка "Гамма" - прототип автономной транспортируемой АЭС "Елена" электрической мощностью до 500 кВт, предназначенной для энергоснабжения отдаленных районов.

Я ещё раз скромно напоминаю, что в заглушенном (подкритическом) реакторе на самом деле полно нейтронов от различных реакций, и деление и всё прочее там происходит.

СЦР означает, что на один исчезнувший нейтрон в системе появляется один новый, а вовсе не то, что в системе есть деления. На то она и "С".

Получается нужно все насосы-турбины дублировать их младшими братьями, иначе мощности не хватит. Снижение температуры означает снижение КПД в 2 раза, а тепловая мощность и так раз в 200 упала, есть подозрение что из-за оставшегося мегаватта создавать маленькую электростанцию сочли бессмысленным.

P.S. А часы на сервере не перевели.

Тут тонкость в разности объёмов. Энергетика той же массы горячего пара под тем же давлением намного выше. Есть такое устройство - паровой инжектор, кажется, называется. В паровозах использовался для пополнения котла под давлением водой. Принцип на этой разности и основан.
Ну, существует ряд других игрушек, производящих механическую энергию из тепла, двигатель Стирлинга, например. И пусть себе реактор залитый водой кипит, разницы температур в 60-70 градусов вполне хватит.

Странно немного. Почему легколетучий иод должен через подвалы выходить. Хотя там скорее аэрозоли типа легколетучих иодидов того гуана, что в твэлах и конструкционных материалах есть.

согласен. но есть сомнения в спектрометрии (и не только в наличии хлора-а где тогда активированный натрий-24? - но и во многих других моментах.) ждем дальнейших пояснений.

Ну что, типа СЦР в пространстве под вторым реактором? Все таки проплав корпуса кориумом. Ситуация идет по нежелательному направлению. Лучше бы второй энергоблок еще раньше разворотило. Хоть бы охлаждать проще было.
Чего дальше ожидаем? Опять пожары и взрывы и фон в разы опять увеличится?
Крайне информативно. Японцы сообщили, что вода в пустом 4-ом реакторе менее радиоактивна, чем в "горячих". Это к чему вообще?

Опять имеется в виду вода в подвале машзала 4 блока по последнему обновлению на киодоньс.

Опять повторяется цифра 2,9 миллиарда Бк/см3 йода-134 и приводится его период полураспада, так что, видимо, ни с чем не перепутали (непонятно, как тогда суммарная цифра тоже может быть 2,9 миллиарда Бк/см3).

Было бы давление.

как говорят, возможна ошибка при подаче питания с мобильных армейских дизелей. Их доставили, но затем питание стали пытаться подавать в станционную сеть и не удалось.

В качестве ремарки.

billion это не миллиард, а миллион. У киодо ньюс стоит 2.9 billion becquerels per 1 cubic centimeter и это именно миллион.

В качестве ремарки.

billion это не миллиард, а миллион. У киодо ньюс стоит 2.9 billion becquerels per 1 cubic centimeter и это именно миллион.

В качестве ремарки.

billion это не миллиард, а миллион. У киодо ньюс стоит 2.9 billion becquerels per 1 cubic centimeter и это именно миллион.

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

Разницу сами увидите?

Скину сюда озвученные на пресс-конференции ТЕПКО данные по фону

Данные по воде которая в машзалах.

Первый реактор — 60 милизиверт в час(No.1 60mSv / h)
Второй реактор — более 1000 милизиверт в час( No. 2 1000mSv / h)
Третий реактор — 750 милизиверт в час(No. 3 750mSv / h,)
Четвертый реактор — пятьдесят милизиверт в час(No. 4 0.50mSv / h)

Фон в окрестностях(судя по контексту, рядом с этой водой) следующий:

рядом с первым реактором 25 милизиверт в час(25mSv / h)
рядом со вторым 1000 милизиверт в час(1000mSv / h)
рядом с третьим 400 милизиверт в час(400mSv / h)
рядом с четвертым 0.5 милизиверта в час(0.50mSv / h)

P.S. No. 2 1000mSv / h - одинаковый уровень в воде внизу в машзале и снаружи вблизи здания - как-то странно, нелогично.

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

(Можно в эту ветку одну мысль кинуть?)


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).

Судя по приведенным величинам, ожидать эффективных действий японцев по откачке радиоактивной жижи из затопленных машинных залов 2-го и 3-го энергоблоков в ближайшую пару дней не приходится. Или они надеятся, что она сама куда нибудь сдреннирует? Товарищи спецы, это возможно?

P.S. No. 2 1000mSv / h - одинаковый уровень в воде внизу в машзале и снаружи вблизи здания - как-то странно, нелогично.

P.S. No. 2 1000mSv / h - одинаковый уровень в воде внизу в машзале и снаружи вблизи здания - как-то странно, нелогично.

Поэтому я, через форум и предлагал главному япону бросить все силы на поиск и устранение места утечки из ГО.

The Blow-out Panel of reactor building was opened due to the explosion in the reactor building of Unit 3. (After 11=00 March 14th)

И еще. После всех этих данных по активностям и лужам (мягко говоря) воды в машзале, японы в своих отчетах продолжают писать о том, что ГО на бл. 3 "не повреждена". Я не думаю, что они там все некомпетентны, поэтому вывод - знают и намеренно врут. Это доказательство. Как эксперты из ШТАБОВ не спросят их о происхождении этой воды (с такой активностью)? Открутиться невозможно, тогда следующий вопрос - кто и почему пишет, что ГО неповрежден? И следующий - можно ли после этого верить авторам? Эти вопросы надо задать и услышать ответы. Чем там МАГАТЭ занимается (еще один штаб)?
Вопросы сформулированы коллективом больницы.

Дорогая передача!
5 коп. по кориуму. Никуда течь он не умеет, кроме как под реактор на бетон или в налитую туда воду. Он же кориум! Он уже вытек (частично ес-но), застыл (в смысле затвердел) и лежит себе спокойно в ГО на полу. Туда же подается морская вода. и кориум находится уже под уровнем, или вода его омывает, но не покрывает. Дальше эта вода (с частицами продуктов деления и частичками кориума) успешно течет в машзал на минуса. Поэтому я, через форум и предлагал главному япону бросить все силы на поиск и устранение места утечки из ГО. Сразу, как только начали подавать воду в ГО. Но он кажется не читал наш форум. А Вы говорите - ШТАБ...!
Это конечно только мнение (пациентов из процедурной).

Кстати, а можно ли кориум заливать жидкой бетонной смесью? Чего-то мне кажется, что не очень хорошая штука при высыхании бетона на кориуме может произойти. С физико-химической точки зрения...

Морская вода за 26 марта (может быть, у кого-то есть возможность выцепить оттуда картинку, если документ опять не у всех читается):

http://www.tepco.co.jp/en/press/corp-com/r...es/110327e4.pdf

Анализ воды из подвалов машзалов 1-4 блока, есть только в японской версии:



http://www.meti.go.jp/earthquake/commodities/oil0327.pdf

П.С. Здесь исправленная версия анализа воздуха на станции:

http://www.tepco.co.jp/en/press/corp-com/r...es/110327e8.pdf

http://alces-stories.narod.ru/Japan/Photo/27-1.jpg
http://alces-stories.narod.ru/Japan/Photo/27-2.jpg

Японскую надо?

Ну где был взрыв, там и утечка, не?

Можно, если он греться не собирается. А он, такое западло, очень хочет. Если заливать бетоном - то сначала проложить теплообменник (со смекалкой японов это вряд-ли). Может и правда пора ГО заливать свинцом, а потом его остужать до отвердевания, с последующим теплоотводом тепла хоть в море (контур собрать всё ж придётся)? Это по крайней мере прекратит массовый выход гадости наружу и позволит со временем обустроить площадку для разбора "ужасов нашего городка".

Вот правильная ссылка на японский документ:

http://www.meti.go.jp/press/20110327001/20110327001-4.pdf