Может быть, может у них все спецсистемы (СГО, СВО, дожигание и т.д) общестанционные. Уних вообще много чудачеств в проекте

А линия, забирающая среду из драйвэла, работает сейчас? Или работает только сдувка из тора? Они обе в ЦЗ выходят по общей линии, или одна из них прямо в венттрубу?

Вот именно об этом. Тут вчера было сообщение у Болгарии о том, что они на Фукусиме вроде как сисему расхолаживания между блоками перемкнули.
Помню как не хотелось вырезать монтажную перемычку между техводой гр.В и всеми тремя системами тех.воды гр.А - но что делать - пришлось...

Здравствуйте, я побуду за химиков с вашего позволения.

По поводу вот этой реакции:
Fe(OH)x^[(3-x)+] + H3BO3 + H2O => Fe(OH)x(H2BO4)^[x–] + 3H[+], (x = 0, 1, 2).

И вот такого толкования:



Очевидно, что такой взгляд не поддается никакой критике.
Во-первых, трудно себе представить Fe(OH)x^[(3-x)+], живущего в кислой среде, среда должна быть достаточно щелочной и таких анионов будет немного.
Во-вторых, данная реакция не ведет к повышению кислотности, это просто равновесие в растворе с образованием комплексного аниона. В реакции будет участвовать уже H2BO3[-], замещая гидроксильную группу. Иначе затруднительно себе представить по какой причине Fe(OH)x^[(3-x)+] будучи основанием отбирает у кислоты не протон, а остаток.

Таким образом, данная реакция не имеет ничего общего с выделением водорода.
Вообще говоря, слабокислая среда не большой помощник в деле окисления циркония, ибо защищается он оксидной пленкой, которая очень инертна, ее разве что кипячением в серной кислоте можно нормально смыть.
Мое видение появления водорода следующее. Из-за температурных деформаций локально была разрушена пленка оксида циркония. Окисляясь водой, цирконий продолжал разогреваться, что вызывало неравномерное образование защищающей пленки, которая, вероятно, срывалась паром. Это описание очень поверхностно и может содержать ошибки, я не очень хорошо разбираюсь в свойствах металлов при высоких температурах, однако роль борной кислоты по моему мнению тут явно преувеличена. Если атомщики подскажут какие еще вещества могли содержаться в окрестностях взрыва, можно будет еще пофантазировать.

Реакция конечно странная. И сомнения по ней тоже есть. Однако, [Fe(OH)(H2O)5]2+ нормально поживает и при рН=3. В свое время к нашей рабочей группе обратился д.х.н. Ткаленко Дмитрий Анатольевич (известный электрохимик, Украина) и попросил помочь с равновесиями гидролиза иона железа в хлоридных и сульфатных средах. У них за несколько лет работ накопились данные по потенциометрии и полярографии, которые говорили, что в хлоридных средах ион Fe3+ гидролизуется с рН>2. В сульфатных средах с рН>2.5. Полностью в проблеме разобраться не удалось по причине крайней сложности диаграмм полиядерных и гетеролигандных комплексов железа(III), но факт известен, что Fe3+ гидролизуется при низких значениях рН<3. По второй ступени ощутимый гидролиз при рН 3-4.
Когда я делал диссертацию по магнитной релаксации парамагнитных ионов у меня с железом(III) были наибольшие проблемы, поскольку ЯМР говорил что гидролиз идет при рН>2, а при такой концентрации металла 0.0001М и хлоридного фона 0.03М нельзя принебрегать комплексообразованием. Поэтому в диссертацию данные по железу(III) даже не пошли.
Другой факт. При использовании ГСО (Государственный Стандартный Образец) по железу(III), ЯМР показал, что свыше 85С гидролиз заметен в нитратном растворе даже при рН образца 1.4 ед.
Отсюда вывод: Акваион железа(III) более сильная кислота, чем борная кислота, особенно в хлоридных растворах.
Химию Льюисовых кислот и оснований никто не отменял...

Рекомендую статью Frank Millero et all по гидролизу иона железа(III) в морской воде в Marine Chemistry в районе 2000-2002. В работах Г.М. Варшал (Россия) тоже по равновесиям железа(III) достаточно было данных. Если нет доступа к базам, а информация очень интересует, то мэйл дайте. Завтра скину, то что дома по гидролизу железа(III) на компе есть. Ион крайне сложный, по его гидролизу впору 500-страничный талмуд выпустить.

А, ну да, конечно, я просто представлял себе не катион, а анион с x>3. Так-то да, получается катион, который отбирает анион у кислоты, однако опять же, получается, что кислотность не меняется, ибо [Fe(OH)(H2O)5]2+ сам по себе будет довольно кислый.

Да, о чем и речь, что для существования таких ионов среда должна быть уже кислая, по сути можно убрать борную кислоту и записать равновесие для кислоты Льюиса. Борная кислота тут только как лиганд интересна, не более.

Меня уже который день вопрос такой мучает. Хоть один проектный институт или НИИ проводили стендовые опыты по заливу "горячей" подкритической сборки твэлов после компании в условиях недостаточного охлаждения смесями морской воды с Н3ВО3? Наверняка ведь должны были делать. Или это просто интуитивная трансляция опыта и формальной логики.
Часть народа отвечала, что так надо делать по рекомендациям и наставлениям разным писанным. Типа Дженерал Электрик для японцев в свое время все написала делать именно так. Но если горячие ТВС успешно могут охлаждаться обычной водой с Н3ВО3 и в это верю, то применимость этой процедуры для части потресковшихся и поплавленных твэлов с морской водой+Н3ВО3 в условиях недостаточной скорости подачи охлаждающей жидкости вызывает определенные сомнения с химической точки зрения. Потушили, вроде да, охладили активную зону до приемлемых величин - хрен его знает. Куда и сколько высокоактивных ЖРО разлилось - тоже хрен знает.

Точный ответ на вопрос о гадолинии. Не поглощать, а охлаждать надо сейчас. Просто и надежно.
Тут много было экзотических предложений, многие их них не кажутся абсурдными. Но ни одно из них не реально реализовать на аварийном блоке, в аварийных условиях. Они даже персонал эвакуировали. Надо сделать просто и надежно. А предложения можно прорабатывать для действующих или проектируемых АЭС

Про персонал потом и отдельно. Как и везде, там есть герои, а есть и уроды. Просто пока не используйте тезис об эвакуации в построениях, можно ошибиться. Как говорится, всё было не так, как пишут СМИ. - Модератор.

По вопросу залива "горячих"-"осушенных" твэлов.
Давно, более 20-30 лет тому, видел демонстрацию экспериментов по заливу имитации активной зоны водой снизу и сверху. Работы по заказу NRC в США.
Основное, что важно, на чем было акцентировано внимание, - какая доля тепловой энергии "твэлов" преобразуется в механическую-кинетическую при попадании воды сверху и снизу "активной зоны". Оказалось, что при заливе снизу до 5%,
а вот при заливе сверху более 20%, точно определить не удалось, так как эта цифра оказалась неожиданно высокой - установка и здание, где была расположена установка были полностью разрушены "взрывом".
Это возможный сценарий "взрывов" и на Фукушиме - при подаче воды сверху на "горячее" топливо БВ

Продолжение по подключению ГЕ САОЗ.
В одном из последних номеров журнала "Атомная энергия" есть статья по "проблеме" залива горячей активной зоны сверху.
Зная, что ГЕ САОЗ (несмотря, что они пассивные системы) тоже иногда отказывают - зафиксировано при инцидентах с необходимостью их срабатывания ВАЖНО хотя бы представить, что будет при реализации такого сценария на ВВЭР, когда сработают только "верхние" ГЕ на уже осушенную активную зону.
На западных PWR ГидроЕмкости САОЗ подключены только на опускной участок - нижнюю камеру смешения.
Одна из причин токого проектного решения - это данные приведенные выше - высокая доля преобразования тепловой энергии в механическую при заливе СВЕРХУ.

"Горячий" или "холодный" - понятия относительные. Коэффициент теплоотачи на работающем ВК-реакторе примерно в 1000 раз больше к-та теплоотдачи при естественной конвекции воздуха. Если у вас мощность тепловыделения на "сухой" ТВС в 1000 раз ниже, чем на "работающей на номинале", то температурные параметры примерно одинаковые.

Резюме. Охлаждайте ТВС в течение примерно 5-10 суток после останова (зависит от типа реактора) до спада тепловыделеия до 0.1% от номинала и ее т-ра не превысит проектных. Особенно критичны первые сутки. Но их, похоже, худо-бедно отстояли ("худо" - поскольку ВОЗМОЖНО было оголение верхней части АЗ с повреждением оболочки твэлов, частичным выходом продуктов деления)

Для точности. Если Вы про реакторы, там ситуация уже более-менее стабильная. На данный момент на повестке дня ТВС в бассейне выдержки блока №4, куда они были выгружены примерно 100 суток назад. По косвенным признакам, уровень воды в бассейне низкий. И один из способов, который сейчас делается - заливать здание с воздуха с расчётом, что вода доберётся до бассейна. Отсюда и возникла тема о возможных последствиях залива осушенных твэлов сверху. - Модератор.

5-10 суток после останова - мало.
Посмотрите на данные моделирования по прекращению циркуляции в БВ ВВЭР-1000. В течение 20-100 часов топливо оголяется и "разрушается".
Есть и "эксперимент" на АЭС ПАКШ в 2003 г., когда при промывке ТВС в "спецустройстве" и срыве циркуляции теплоносителя "несколько" ТВС были перегреты и "оплавлены". Хотя после останова прошло много более 10 суток.
Прошу MrNice подтвердить, что температура не превысит проектных.

Нет. Я как раз и про хранилища тоже: через 100 суток энерговыделение спадает более, чем в 1000+ раз. Т.е. вариант нарушения целостности оболочек твэлов - возможен ("распухание" отработанного топлива при снижений прочностных свойств оболочки (т-ра-то все-таки не комнатноая!)) -> выход продуктов деления в атмосферу (если ТВС оголена).

Посему уровень воды там нужен по 2 причинам: (1) понизить т-ру как можно больше и (2) "принять" продукты деления в воду (аккумулировать).

Не знаю, как на ВК, но у нас ТВС перегружались в хранилище через сухой контейнер уже через 2 суток после останова - повреждений оболочки (по косвенным данным) замечено не было.

Шо то у меня сомнения есть по поводу "моделирования": при тех уровнях тепловыделения, которые есть в выгруженных ТВС и испарить столько воды через 20-100 часов?

Если Вы поместите ТВС в термостат ("спецустройство"), то и после 100 суток выдержки она может получить повреждения.
Термен "оплавится" я бы не стал употреблять: плавление = хороший теплоотвод

Раз вспоминают Пакш.

У венгров есть модельная схема, что там было.



И модельный эксперимент. Фотографии имитаторов после эксперимента.



Глядя на фото, я бы и термин "оплавились" не стал бы употреблять. Ничего уж такого особенно страшного с имитаторами у них не случилось.

В 1980 году на РАЭС-1 (440 Мвт) после выхода на МКУ и проведения экспериментов Гидропресс настоял на необходимости расточки дроссельных шайб на линии впрыска от аварийных насосов в.д. Работы выполнялись с дренированием ГЦК до половины сечения холодных ниток, со срывом е.ц. Через 30-40 минут зона вскипала. Можно наверное экстраполировать эти данные на БВ.

Максимальная мощность на которой работал реактор до останова 10%

"Оплаввились" - в кавычках - проблема не в плавлении а в температуре. Повышение на каждые 100 С "скорость выхода" продуктов деления из топлива-таблетки увеличивается примерно в 3-10 раз (для разных изотопов). Поэтому и В Пакш - все , что могло выйти из топлива и разрушенную оболочку вышло. Не обязательно плавить - достаточно подержать некоторое время и на температуре до плавления - и ОЧЕНЬ МНОГО выйдет.

Извиняюсь, а можно ли действительно где-то посмотреть. А то при слове "моделирование" меня, как бывшего оператора, несколько сомнения начинают охватывать. То, что я видел - не моделирование это, так "веселые" картинки. Уж из совсем простых вещей - динамика остаточной мощности ТВС - ни разу не видел, динамика изменения температур ОТРС без охлаждения - то же самое. Может, ситуация изменилась и все по-другому стало?

Вот с этим соглашусь на 100%. Сам хотел написать что-то подобное в связи с появившимися оптимистическими высказываниями. Залили японцы активную зону - прекрасно. Но температура уже успела побыть высокой, и этого для выхода ПД достаточно. Кроме того, насколько получившаяся конфигурация а.з. охлаждаема - неизвестно (могут быть спекания, блокировки проходного сечения - как следствие может долго сохраняться горячее "ядро" повреждённой части, тепло от которого понемногу передаётся на периферию).
Кроме того, раз были перебои в подаче воды в зону, могла быть вспышка пароциркониевой реакции при повторном заливе, иногда этого достаточно для разрушения твэл (мощность ПЦ реакции при этом на порядок выше остаточного э/в).

Я проводил моделирование подобных аварий для ВВЭР. Яркий пример - большая течь на 440/213 с работой ГЕ САОЗ и одного канала САОЗ ВД (надеюсь, упоминание не выльется в обсуждение сценария и его применимости). Важно, что, хотя а.з. и заливается в конце концов водой, временного повышения температуры твэл достаточно для разрушения 50% зоны и выхода из этих 50% всего, что можно (ПД). Мне кажется, на Фукусиме похожее развитие.

Повышение рад.фона на границе АЭС Фукусима в 10000 от естественного (я так вижу по сводке на сайте jaif) говорит в пользу этого.

Скорее всего на тех энергоблоках, где КР уплотнён (те, что работали доЧП) фрагменты топлива внутри - снаружи летучие цезий и йод (ну и всё остальное, что летает). Не думаю, что морская вода свободно куда-то поступает - налаживают теплоотвод... А вот из БВ можно ОЯТ ждать и в виде фрагментов.

Приходится поступать так, потому что кризисного центра на площадке нет (это мы уже обсуждали вчера) и возможно даже убежищ нет.

На ВВЭР ГЕ САОЗ сливаются не на оголенную и не на перегретую а.з. Так, что с этой точки зрения все нормально. А вверх и вниз сделано из других соображений - место течи может быть или в хол. нитке, или в горячей. Если сделать что-то одно, то ГЕ САОЗ могут успешно слиться в дырку, не попав толком в а.з.

А если на ЭБ4 всё-таки поискать внешний источник водорода?

КЦ может и есть, но из него управлять нельзя (там не предусмотрены средства управления) - только информация, связь и принятие решений. Так во всем мире. Сейчас это целесообразнее делать не с площадки. А у японов он (КЦ) если и есть то скорее всего неработоспособен.

Поискать можно (особенно нам с Вами на форуме). Думаю вряд ли мы его определим точно, если и есть , то сомнительно, что такой большой (чтобы аж здания рушил). А главное, как-то не могу определить необходимость, для прогноза дальнейших событий, ну может быть. Думаю, все же у нас с Вами не хватит знаний оперативной обстановки для этого.

cluster,Nut. Если ,позволите ,добавлю.Возможно был,возможно и была возможность управлять. Упор на возможно и прошедшее время.То же относится и к убежищам.

Что есть КЦ? Имеется в виду РПУ? Требования на него есть, и еще как управлять можно. Вот где их оборудовали - вопрос.

Все правильно, но кориум то охлаждать надо. Обеспечить т/отвод от корпуса с внешней стороны, чтобы не проплавился, если на днище не образовалась корка (может там не быдло остатков воды как на TMI). А дальше? Для снижения выбросов из кориума надо бы пробовать покрыть его водой. Понятно, что это может привести к паровым взрывам, но наверное надо это делать не плюхая туда из пож.гидранта, а небольшими порциями, постепенно охлаждая. И дырки все из 1к пооткрывать при этом. И из ГО пар сбрасывать вовремя. Ну эта технология вся описана, все знают. Только вот не думали, что реально применять придется.

Встречный вопрос - Что такое РПУ? Простите нигде на отечественных проектах не встречал (может на РВМК?). КЦ - как писал чел., это кризисный центр. РПУ - Может Вы имели РЩУ (на ВВЭР), но об этом мы вообще не говорили.

Да я не про оперативную обстановку, а про тот же ВХР, как возможный источник водорода. Откроем статью И.В. Калиберды и Л.Г. Денисовой (НТЦ ЯРБ) "Влияние нейтрального кислородного режима на безопасность эксплуатации энергоблоков АЭС с РБМК" /Ядерная и радиационная безопасность, № 4, 2005 г. /. Читаем "...На большинстве западных АЭС с корпусными кипящими реакторами в качестве меры, направленной на предотвращение развития МКРПН, реализован в течение более 15 лет водородный ВХР... Для решения проблемы растрескивания под напряжением сварных соединений аустенитных трубопроводов корпорация США "Дженерал Электрик" рекомендует ВХР с дозированием водорода в питательную воду." И далее - "...В качестве основных направлений совершенствования водородного ВХР японских АЭС с BWR исследуется дозирование благородных металлов и подщелачивание." Либо уже был в теплоносителе, либо хранился где-то поблизости. Вот и возможный источник водорода!

При разрыве холодной нитки ГЦК + не работа активной части САОЗ + несрабатывание (или даже срабатывание) "нижних" ГЕ САОЗ - верхняя часть активной зоны оголяется и осушается , а когда достигнем срабатывания верхних ГЕ, то вода от верхних ГЕ черех верхнюю камеру смешения, БЗТ попадает на ТВС сверху - "читайте" на оголенную + перегретую активную зону.

Ответьте на вопрос - почему в PWR гидроемкости сливаются только в нижнюю камеру смешения? Они, что не знают, что вода идет туда, где меньше сопротивление или проблема комлплексная - из (минимум) двух зол 1) частичная потеря воды в разрыв или 2) разрушение ВКУ и корпуса выбирают меньшее.

По химии я не сильный спец., однако знаю, что растворенный в т/н водород, при полном его высвобождении не может создать условий детонации. Конечно он был в теплоносителе. Но не забывайте, блок 4 в ППР с полностью выгруженным топливом. Вряд ли при этом в контуре была вода. А если и была, то чистая. И холодная. И ничего из нее не могло выделиться уж точно. Нет источника тепла.
Баллон конечно мог быть (ППР все-таки). Как мог взорваться, из-за чего - не могу представить. Да и взрыв был, как я понял, в БВ (ну может рядом).
А химиков тут на форуме хватает, даже, как мне кажется с избытком. И про купорос уже все почитали и про трехвалентный феррум. И даже какие-то опыты обсудили. Не подумайте плохого -просто такое мнение.

Кстати, пена вместо воды - это более слабый термоудар при попадании на разогретую поверхность.

В Вашем сценарии а.з. оголяется частично, но не перегревается до 1200, ГЕ начинают сливаться раньше (60 кгс -ВВЭР1000) и активная зона не повреждается. Благодаря верхним ГЕ. Конечно, если их притормозить, подогреть как следует а.з., а потом слить, тогда конечно. Но ведь есть проектные ТЗБ по задвижкам. И я думаю мы ведь такие действия не обсуждаем?

Ребята, вы чего? При разрыве холодной нитки ГЦК уровень все равно остается над твэлами, давление до срабатывания пассивных САОЗ падает много быстрее, чем уровень понизится до оголения твэлов.

Решил проверить свои выводы расчётом и получается, что либо японцы - молодцы, очень качественно залили всё водой, и в ней осталась большая часть ПД, либо степень повреждения зоны на блоках 1-3 меньше заявленной (70% для ЭБ 1 и 33% для ЭБ 2, для ЭБ 3 не нашёл), либо и то, и другое.
Потому что иначе расчётные интенсивности облучения на границе АЭС (примем 1 км) с учётом выбросов с 3-х блоков были бы в 40-100 раз больше.

Есть ещё вариант, что сообщаемые уровни радиации занижены. Но не хочется в это верить...

Последний вариант кажется убедительным. Но Вы учитывали, что а.з. повреждена, а степени разуплотнения ГО могут быть разными? Например, 70% повреждения а.з. и плотная ГО.

Я исходил из того, что степень разуплотнения ГО на блоках 2 и 3 высокая (т.е. плотности нет), как это сообщают в сводках.

Только не в БВ. Для ВВЭР, именно такой сценарий определен как наиболее опасный, с точки зрения геометрии решетки стеллажей. Именно пена (плотность-замедляющие свойства).

Да, ещё я делал прикидки на состояние на конец кампании - возможно, толиво там свежее и накопленное количество ПД меньше.
Вообще все эти прикидки - дело неблагодарное. Скорее по привычке

Но 3- Вы не учитывали повреждение а.з.? Значит только 2-й? А если учитывать только выбросы из 2-го (я понял что по 3-му нет данных?) с полной разгерметизацией корпуса и ГО, то тогда сходится? Или тоже должны быть выше?

Для 3-го я брал повреждение 50% - среднее между 1 и 2.
Если учитывать только выбросы из 2-го с полной разгерметизацией ГО, тоже должны быть выше - раз в 30-40.

Цифры в моём сообщении получены так:
40 раз - это выброс 3 блоков с герметичной (до некоторой степени) ГО.
100 раз - это выброс при герметичной ГО на ЭБ-1 и негерметичными ГО ЭБ-2 и 3.

Естественно, основной вклад вносится блоками с негерметичной ГО.

Давайте я отвечу прямее. Пена в БВ ВВЭР опасна с точки зрения подкритичности. Фукус конечно не ВВЭР, но принцип думаю может быть близким. Только мнение.

Спасибо. Только еще вопрос. Если все ГО герметичны (1-й вариант), то откуда выбросы? Наверное Вы не учитывали проектную утечку из ГО? Или Вы имели ввиду активность из БВ 4-го?

Сейчас уже нужно смотреть не на 2-ой и 3-ий реакторы (там уже повреждены корпуса и контайнменты, т.е. давление - сброшно), а на 1-ый. По состоянию на 16:00 (их время) 17 марта:
- а.з. - повреждена
- топливо - оголено до половины
- состояние корпуса реактора - неизвестно, но давление "стабильно"
- контайнмент - не поврежден, но давление в нем неизвестно

Как уровень подпрыгнет свыше текущих 64 мбэр/ч (на границе станции) - это "выдохнул" ЭБ-1...

...с учетом ровно и красиво стоящих стеллажей. А главное при наличии воды (а не пены). Все, извините.

Абсолютно герметичных оболочек не бывает. Величина проектной утечки из оболочки BWR мне неизвестна. Я считал, что раз персонал прибегал (и прибегает, согласно сводке) к вентиляции ГО, можно говорить об условной герметичности.

Опять же повторюсь - пусть даже ГО ЭБ-1 герметична на 100%, тогда выброс будет обксловлен ЭБ-2 и 3 с негерметичными оболочками.

Да, согласен. То что 1 бл. выдохнул, кажется не очень большой проблемой.

Нашел ссылку на интересный документик - копия "Boiling Water Reactor GE BWRA4 Technology Technology Manual", она не полная, но часть интересных нам сегодня систем есть. Заводское описание. Вот сcылка на pdf. Для примера - точки и высоты подключения датчиков контроля уровня в корпусе реактора:


И еще вот ссылка на Wiki - Boiling water reactor safety systems, английский язык, описание системы безопасности реактора, есть рассмотрение проектной аварии (Design Basis Accident, DBA), маленькая цитата:

Тут надо вникать, сам сейчас читаю, пытаюсь разобраться.