На АЭС проектов ВВЭР установлены судовые ДГ

Такая схемка была?


Uploaded with ImageShack.us

Посмотрите на сообщения японцев по состоянию на соседней АЭС Фукушима-(2) - все 4 блока в состоянии Reactor cold shutdown, stable water level. Соответственно при таком исходном событии -землетрясение, реактор идет в состояние cold shutdown, следовательно расхолаживается.
Выше была информация, что бор подают только на ППР. На останов маловероятно, в первую "фазу" останова , когда реактор еще горячий, возникает проблема с бором при кипении теплоносителя - бор осаждается (выкристаллизовывается) на горячих поверхностях - и его не так просто "смыть", поэтому можно предположить, что бор подается действительно только на ППР уже в охлажденный реактор.

Если течь из контура пополняется из штатных систем, которые "могут быть" более холодными - то реактивность увеличится.

Уже повторяюсь, но в отсутствие достоверной информации о хронологии событий все, что может быть по "физическим законам" - не исключено.
Как всегда ДЕЙСТВИТЕЛЬНОСТЬ окажется намного неожиданней и невероятней.
И как уже отмечал Atominfo.Ru - появятся много и институтов, "ученых и практиков", которые именно так и прогнозировали развитие событий. Но это будет только потом, сейчас таких НЕТ.

Дополнительно - потеря эл.питания была не сразу, а только после прихода цунами - примерно 1 час.
Следовательно, на первой фазе останов происходил штатно - может и расхолаживался.

Можно только добавить, что увеличение выгорания топлива (до значений, которые даже не рассматривались в первоначальных проектах БВ), а следовательно, и остаточных энерговыделений только усиливают Ваш п.2.
В перспективе - увеличение топлива в ТВС, увеличение длины топливной части и т.д. - уверен, что в первую очередь смотрят только на экономику, а не на безопасность.

18.03.2011, Токио 02:50:28 Япония отклонила предложение США о помощи в охлаждении топливных стержней реакторов, поступившее от США сразу после того, как произошла авария на АЭС "Фукусима-1". Такую информацию распространили японские СМИ. Рассмотрев предложение США, предполагавшее демонтаж поврежденных реакторов, глава правительства и специалисты компании-оператора Tokyo Electric Power (TEPCO) отклонили его. По данным источника, специалисты решили, что подобную помощь "принимать пока рано" и что им самостоятельно удастся наладить вышедшие из строя системы охлаждения реакторов.


Может кто в курсе, что предлагали американцы в первый день аварии?

Ох ,поддерживаю ,но давайте из условий корректности рассматривать эту тему .даже не ".... ТВС" ,а в вопросах эксплуатации?Тем ,более ,Владимиру Анатольевичу,если он захочет, есть что сказать.

Повторюсь - СУЗов у них хватает для поддержания РУ в подкритическом состоянии вплоть до хол. состояния. Вы же сами пишите, что бор добавляют только на перегрузке. И у меня такая же информация. Тогда, даже если реактор начал расхолаживаться, то в повторную критичность он не выйдет. Он же не расхолодился до 70. Насчет состояния хол. останов на других блоках. Правильно, это самое безопасное состояние. Но при АЗ по сейсмике (или по любой другой причине) реактор не расхолаживается сам. Оператор инициирует действия по расхолаживанию, вручную, везде. А сначала принимается решение о необходимости перевода РУ в то или иное состояние. Так вот, при обесточении у них не было возможности нормально расхолаживаться. И никто не будет этого делать не обеспечив нормальную подкритичность. Это к вопросу - "ведь другие реакторы переведены в хол. состояние". Да, вручную, после обеспечения подкритичности.
На этом, лично я спор о возможном расхолаживании блоков 1-3 АЭС Фукус. (вдумайтесь о чем спорим!) заканчиваю. Извините. Можете еще съездить на любой ВВЭР (приглашаю ) и уточнить действия, предписываемые после срабатывания АЗ.

Прошу прощения.Откуда 70 С для выхода в повторную критику?Поделитесь.

Вот это круто! Действительно интересно, о каком демонтаже идет речь? Может все-таки демонтаж на поздней стадии (через пару лет)? Поэтому "принимать пока рано" и сейчас цель - "наладить вышедшие из строя системы охлаждения реакторов." Хотя написано - "в охлаждении ТВС". Что за супер-технология?

Нет. 70 (чуть ниже) для перегрузки. Перед этим они вроде борируют контур.

сильно сказано!

В том и дело ,что я не знаю процедуру "их" нормального "штатного" останова.Когда ,они и при каких условиях ,начинают вводить бор?И я не знаю ,могла ли повлиять "волна" по временному промежутку на выполнение ,обязательных действий перед вводом бора?И не знаю Т повторного выхода ,если эти действия не были выполнены.К стыду своему ,я не знаю ,"их" эффективности АЗ при проверке и даже ,только могу догадываться о принципах распределения ТВС в БВ ,и насколько они выполнялись.Поэтому ,лично у меня,пока нечего возразить (существенно) barvi7.Конечно ,есть логика и здравый смысл (должна быть )в действиях ,на основании чего можно предпологать.Но ясности нет.Если ,У Вас ,есть цифры - поделитесь.

Кроме технических вопросов, а как с "человеческий фактором".
Пока не видел информации по вопросам:
1. остались ли все смены укомплектованы после землетрясения и цунами (судя по тому, что видно по инфраструктуре вокруг АЭС вряд ли);
2. что с семьями оперативников и какие будут их действия, если в семьях потери, потерян кров и т.д.
Если все печально, то это может частично объяснить все не логичные (неправильные, недостаточные по нынешнему представлению) действия персонала на аварийных блоках.
Создается впечатление, что идет набор статистики по ошибочным действиям - практически на всех аварийных блоках все идет по одному сценарию.

По ВСЕМ крупным авариям, которые уже были на АЭС (даже без внешних воздействий -землетрясение, цунами и т.д.) были уходы оперативного персонала со смен и не приход в другие смены. Даже, если учесть, что это Японцы - вопрос остается.

Согласен, что диспут не уместен.
Похоже только, что Вы совсем не допускаете нештатного срабатывания некоторых систем (включая и СБ) при СИЛЬНЫХ ВНЕШНИХ ВОЗДЕЙСТВИЯХ ?

Легче согласиться. Если Вы считаете, что расплавление а.з. в реакторах произошло из-за их расхолаживания, я спорить не буду. Искать сейчас НФХ фукуса точно не буду. Есть Ваше мнение, есть мое. Они не совпадают. Не страшно. Продолжаем общаться (при желании), только не по этому вопросу. Идет?

Допускаю, но СБ качают бор в контур.

Вы сами себе и отвечаете - качают бор при температуре меньше 100 С, а работают при 280 С , следовательно -расхолаживаются до ввода бора или

Информация на вчера.

1) Семьи тех, кто жил в 20-км зоне, вывезены.
2) Около 50 человек были задействованы в закачке водой в реакторы и вентиляцию ГО.
3) 130 человек, включая солдат, занимались другими работами.



Вопрос правильный. И повышение предельной дозы также было неспроста. У них всё как у людей.

Не расплавление из за расхолаживания ,а возможность выхода в повторную критику и возможное влияние этого на всю дальнейшую историю.Не стоит искать ,когда гадания.Я ,думал ,что У Вас есть под руками цифры ,раз озвучено 70 С.

Вообще-то не так, на момент проектирования БВ - без сомнения. Перед переходом на новые топливные циклы - обязательно /по НД БВ должен обеспечить полную выгрузку зоны при аварии с выполнением всех требований/.


Хотелось бы мне быть уверенным в своих словах так, как Вы сейчас чеканите. Тем не менее, повторюсь, у меня при анализе получается, что для СЦР "лошадь" и "телега" должны поменяться местами, получается что-то вроде петли: чтобы разрушилось топливо /образование "кучки" из-за просыпания из твэлов/ нужно удалить воду, чтобы удалить воду нужна течь /сама по себе она испарится за очень длительный срок - недели/, чтобы в "кучке" пошла СЦР, снова нужна вода...


Причем здесь сказки? Если не пытаться, все будет именно так, как Вы пишите. В 1999-2004 мне повезло работать в НАЭК "Энергоатом" (Украина) ведущим инженером, а под конец - нач.отдела обращения с топливом. Технарь может переубедить чиновника, это просто практика, стоит это огромных нервов, сил и времени, но это возможно (говорю по собственному опыту). Меня хватило на 5 лет, кого-то м.б. хватит на дольше.

Напоминаю -обсуждалось не расплавление в процессе расхолаживания , а, то, что остаточные энерговыделения могут быть ОЧЕНЬ ДРУГИМИ, если ВДРУГ реактор мог выходить (или даже приближаться) к повторной критичности.
А уже это возможная ПРИЧИНА, сильно влияющая на ОГОЛЕНИЕ зоны при отказе САОЗ.
Это только ВЕРСИЯ, которая не исключена.
Спасибо за ВНИМАНИЕ

Уважаемый, я больше не говорю про повторную критику. И ни в чем Вас больше не убеждаю. Можно, я останусь на форуме, а Вы мне больше не будете писать про повторную критику?

Брэк! - Модератор

Согласен, со всем, что Вы написали. Сейчас и ранее.

Допустим, процедуры после АЗ "в зависимости от" у японцев, как и у нас, требуют поддержания одного из состояний /в зависимости от внешних условий/:
- горячий останов;
- холодный останов.

Мы точно знаем, что блоки были переведены в "холодный останов"? Дело в том, что, допустим, для ВВЭР требования по подкритичности в этих состояниях существенно различны.

Прошу дополнить информацию или "послать" к источникам: расчитан ли БВ на "умышленную" аварийную выгрузку 40 "свежих" ТВС (возможно и без ВП) в одно компактное место в БВ . Учтены ли в проекте нарушения геометрии и отказы в системе расхолаживания (подключение чистой воды).
Что-то похожее может было на Бушере.

Могу только сказать на что должны быть рассчитаны по нашим правилам (ПБ-ЯТ-ХТ). На что не должны быть рассчитаны, но должен быть расчет последствий, я указал ранее
"4.2. Примерный перечень исходных событий для анализа проектных аварий:
4.2.1. Сейсмические и другие природные явления, свойственные данному району (наводнения, ураганы и др.). При анализе сейсмических явлений необходимо рассматривать МРЗ.
4.2.2. Навигационные аварии, опрокидывание, крен, дифферент для плавучих хранилищ ЯТ.
4.2.3. Полное прекращение энергоснабжения.
4.2.4. Падение самолета для АС теплоснабжения (по специальным требованиям заказчика и для любых объектов атомной энергетики).
4.2.5. Воздушная ударная волна, обусловленная взрывом, возможным на данном и/или соседнем предприятии, проходящем транспорте и тл.
4.2.6. Пожар.
4.2.7. Падение предметов, которые могут изменить расположение ТВС и нарушить целостность ТВС и оболочек твэлов.
4.2.8. Падение отдельных ТВС, пеналов, чехлов с ТВС, упаковок при транспортно-технологических операциях.
4.2.9. Ошибки персонала.
4.2.10. Затопление хранилищ водой (за исключением хранилища класса 1).
4.2.11. Течь из бассейна выдержки или разрыв трубопроводов, приводящие к снижению уровня воды.
4.2.12. Летящие предметы, образующиеся в результате аварий (например, в результате разрушения систем, работающих под давлением).
4.2.13. Образование взрывоопасных смесей в хранилище отработавшего топлива.
4.2.14. Аварии на реакторе, влияющие на безопасность комплекса систем хранения и обращения с ЯТ.
4.2.15. Аварии в системах, не связанных с хранением или обращением с топливом, приводящие к повреждению оборудования для хранения и транспортировки ЯТ.
4.2.16. Зависание отработавшего топлива в центральном зале или зале бассейна выдержки или других помещениях при перегрузках.
4.2.17. Отказы оборудования комплекса систем хранения и обращения с ЯТ.
4.2.18. Уменьшение концентрации гомогенных поглотителей нейтронов в воде бассейна выдержки.
4.2.19. Нарушение крепления упаковок во время транспортировки ЯТ."

Измерения изотопного состава в японском наукограде Tsukuba Science Sity, 190 км до Фукусимы.
http://www.aist.go.jp/taisaku/ja/measurement/index.html

Образец пыли собранный с улицы.

На спектре: красная линия образец, синия - природный фон.



Активность по изотопам с 15-го по 17-е:



Общий фон всего 0.2 микроЗв/час.

Тут около 300 человек наших из СССР: ученые с семьями и студенты.

Вопрос: Как я понимаю, нам пока беспокоится не о чем?

Вдогонку из тех же ПБ-ЯТ-ХТ:
"6.8.2. Необходимо учитывать возможность увеличения коэффициента размножения нейтронов при выгорании ЯТ вследствие изменения его нуклидного состава в процессе выгорания, связанного с накоплением ядерноопасных делящихся нуклидов. Отработавшее ЯТ должно рассматриваться как свежее, если коэффициент размножения нейтронов при выгорании уменьшается, за исключением случаев, когда глубина выгорания используется как параметр ядерной безопасности и контроль ее осуществляется с помощью специальных установок."

Судя по общему фону "все нормально", хотя и "удивляет" стократное превышение фоновых значений по спектру..
И судя по спектру "пыли" был "занос" выброса с какой-то из АЭС, может и Фукушимы-1, а может и другой.
Не указано, на русском, активность в Бк на что -на кг пыли или на грамм или и т.д.
По спаду активности с 15.03 по 17.03.2011 можно сказать, что она падает много быстрее чем естественный распад.
Значит либо некорректно отбираются пробы - в разных местах, естественный снос - прошел дождь, снег, помыли тротуар и т.д.,
либо не апробирована методика "тонких" измерений - осаждение на фильтрах и т.д.

Ув. модератор, пожалуйста удалите потом это сообщение, т.к. я ошибочно отправил его в ветку профессионалов, а не в новостную. Восстанавливаю пока только для того, чтобы был понятен смысл последующего ответа.

Киодо-ньюс

Агентство по атомной безопасности Японии повысило уровень серьезности аварии на АЭС Фукусима-1 с четвертого до пятого уровня по шкале INES.

Это можно оставить. Вы меня опередили, хотел тоже тут отметить факт повышения до INES-5. - Модератор.

Не знаю, как на Бушере, а при внедрении ТВСА в Украине БВ считался именно на "свежак" (аварийная выгрузка), поскольку Кбесконечное у свежака наибольшее и спадает с выгоранием топлива /даже несмотря на наличие интегрированного в топливо выгорающего поглотителя - он снижает скорость спада Кбесконечного, пока не выгорит сам/ и для всего диапазона плотностей воды без бора. Цитату из Д61 я привел ранее. Нарушения геометрии БВ не учитывались, учитывалась только группировка ТВС типа "максимальный/минимальный водяной зазор" в пределах недеформированных стеллажей.

Честно говоря, последние нескольких страниц я не понимаю, это какое-то обсуждение каких-то левых предположений на основании никаких исходных данных:
1. Возможность критичности бассейна - да с чего бы это вдруг?
2. Опять плавление в активной зоне - опять, да с чего бы это вдруг?
3. Выход остановленных реакторов на критику - снова опять, да с чего бы это вдруг?

Хоть какие-то основания говорить об этом есть?
По признаком - внешние признаки - где-то есть информация о фиксировании потока нейтронов? - нет. Где-то есть информация о обнаружении следов тяжелых изотопов? - нет. Только легкая мелочь по цезию и йоду, повержение целостности оболочек, и бог с этим, не та проблема.
По справочной информации - проектная подкритичность реакторов со всеми введенными стержнями - известна? И подкритичность бассейнов? Нет. Явно не хуже, чем у нас.
Расчеты с заливом, опорожнением, воздействиями, изменением геометрии, падением, смещением, "навалом" у некоторых аналитиков тут есть? Нет. Но 100% существуют, как и на наших АЭС и все им соотвтествует. ПБ-ЯТ-ХТ у них не хуже наших (вернее, наоборот, наши - это калька их, американских, мое мнение, как ОПБ вводили и откуда они взялись - еще помню).
Теплота плавления топливной матрицы - есть у некоторых аналитиков тут? 100% нет или цифры в студию. Будет у аналитиков удельная теплота, тогда считаем сколько надо мошности и сравниваем с тем, что есть. Только после этого выдвигаем теории. Сам я сравнил еще вчера. Умные люди - в проекте или ТОБе ихнем.
По разумности - если не поплавили на горячем реакторе в первый день, что о чем говорить через неделю на остаточной мощности менее 1%. Не о чем!
Возможность у моделистов из дома что-нибудь серьезное адекватно (подкитичность, распределение температур итак далее) посчитать при отсутствии программ и фактов есть - нет.
На все вопросы - ответы "нет". Тогда зачем воздух трясти?
Как старый бывший оператор, начальник смены и зам. по реактору говорю после прочтения половины сообщений - это для соседней ветки.

а есть ли вообще информация как произошёл аварийный останов этих 3 блоков?
1. механическими ОР без отказов? за штатное время? на BWR есть особенность срабатывания АЗ, не так как ВВЭР, не под действием сил природы(тяжести) а как раз наоборот. что при 9 баллов очени важно с смысле отказов (случай ATWS).
2. бором за гораздо большее время?
3. что они делали этот час пока работали дизели? расхолаживались или поддерживали горячее состояние + доведение концентрации h3bo3 до стояночной?
4. сколько там вообще каналов(ДГ) аварийного электропитания на блок, и сколько ДГ нормального электроснабжения? сколико вообще дизелей при отсутствии пассивных систем? ...седьмой день тянут кабель....... (no coments)

в открытом доступе 1% информации и это конечно правильно, что толку от лишних советов, не к чему отвлекаться, там полно высококлассных профи! которые знают проблеммы до запятой. и конечно же есть записи на бумаге, высококачественные фото, видео как внутри так и снаружи.

Конечно есть, в открытом доступе этого достаточно, например: Thermophysical properties of MOX and UO2 fuels including the effects of irradiation (Oak Ridge NL, Popov ...). Ага, нашел в сети: http://www.ornl.gov/~webworks/cpr/v823/rpt/109264.pdf

Теплота плавления около 70-80 кДж/моль (уран, МОХ - меньше), температура плавления около 3000 К, плавно снижается с выгоранием, теплоемкость топлива от 70 Дж/(моль*К) при 300 К до 160 Дж/(моль*К) при температуре плавления, меняется нелинейно, но для оценки достаточно и этого, если нужно, то в источнике есть и формулы для зависимостей и оценки погрешностей.

По большому счету, я согласен с вами, ничего там поплавиться не должно было успеть. Но эти оценки противоречат сообщениям ТЕПКО, поэтому и "обсасываем" экзотические варианты.

Вы сами все назвали - информации о ходе процессов на энергоблоках и их нынешнем состоянии 1%-10%, тогда по Вашему и обсуждать ничего не надо - ничего же не известно.
Практически всегда случается, то, что приводит к наихудшим последствиям - поэтому и обсуждаем-выдвигаем физически возможные процессы с "наихудшими" последствиями.
Есть отдельная ветка - только для новостей по Японии - ее можно читать спокойно и не трясти воздух
Сравните потом все свои с чего бы это вдруг с реальными событиями, кое-что наверняка подтвердится.

На немногих доступных приличных фотографиях разрушений блоков видно "качественное" отделение арматуры от бетона.
Такие повреждения характерны для высокой скорости прихода ударной волны. (бризантности взрыва( более 2 км/сек)
Не очень похоже на воздействие паровым выбросом.
Водород очень похоже. Но на 4ом его недолжно быть..

В сообщании 83 на новостной ветке по информации "японской стороны" на 4 блоке "подозревают" был водородный взрыв (водород из БВ), который повредил "геометрию" БВ и опасаются возможной СЦР.
СЦР, как указывал выше viur, не запрещена и нашими "ПБЯ" при запроектных авариях с изменением геометрии БВ.

Вообще если я правильно понимаю вертикальную ось графика, то природный фон превышен в сто раз? Если это так, то это дофига, хотя и несмертельно. Примерно как Киев через месяц после Чернобыля. Зря по улице не ходить, в обуви в квартиру не заходить, одежду при возвращении с улицы переодевать и стирать, мыть голову и принимать душ.

Ну пара там и подавно не было

Мужики, по моим прикидкам в каждом из реакторов (за исключением, может, второго) за счет трехдневной прокачки морской воды уже должно по 150-200 тонн солей морской воды и борной кислоты находиться. Из этого количества порядка 25-30 тонн малорастворимых метаборатов Mg(BO2)2 и Ca(BO2)2. Может в этом часть проблемы и есть? Пространство в ТВС забило шубой из малорастворимых метаборатов и поэтому теплоесъем со стержней морской водой нормально не проходит...
Насчет БВ с отработанными и частью свежими ТВЭЛами ситуация похожая может быть.

Добавьте к этому неймоверное количество хлоридов...

Вот, нашёл в интернете: моделирование MECLORом фактически такого же сценария (обесточивания с незапуском дизелей) для BWR MkI.
Работа на аккумуляторах 8 часов, сброс через Relief Valve.

BWR MkI total loss of offsite power

Есть полезная информация для хронологии - до полного осушения а.з. 15 часов (слайд 6).
Через сколько времени на Фукушиме возобновили подачу воды в реактор?
Выход ПД тоже можно оценить (слайд 10). Но как показано, есть нюанс, связанный с конструкцией клапана.

Фраза "150-200 тонн солей морской воды" именно и подразумевала и хлориды и сульфаты.

Сумарный "свободный объем" в коммуникациях реактора (условно 1-го контура) будет порядка < 100 м3, там 200 тонн соли не поместятся.
А то, что соль могла "осаждаться" на горячих местах, так это точно. По остальной части Вашей версии по "химии и физике" - поверю на слово.
В БВ как и в реакторе, если ТВЭЛы "оголялись", то на них будут "осаждаться" соли и бор.

Спасибо за величину свободного объема, поскольку я его величину просто не знаю (не ядерщик), а считал количество солей исходя из возможных объемов прокачиваемой воды и растворимости солей...
Значит меньше "накипи", только от этого легче не становится.

Это если морская вода там вся выкипела, в чём я лично сомневаюсь. Особенно сейчас, когда её льют на здание блоков без разбора.

Вот для этого я вежливо, как только мог , написал - не знаем - не выдумываем. Есть разумная теория - обсуждаем. Бред - молчим. Иначе, как дамочки. А на практике - всегда случается то, что положено, не к худшим или лучшим последствиям. С другим подходом - в отрасли нечего делать.

Жалко, что в открытом форуме реальные случаи обсуждать нельзя, вот тут бы мы нашли некоторые ситуации, из которых можно было кое-какие прогнозы делать, и быть ближе к теме - конечно не в таком объеме аварии, не дай бог ни когда и ни кому.

Содержательный доклад, не все понимаю по обозначениям на графике, но оптимизма не добавляет.
Теперь смотрим на диаграмму температур (слайд 11), меньше 2 часов на испарение воды до верха твэлов /если работа системы расхолаживания длилась меньше - время уменьшается, если есть течи, то еще уменьшается, если давление в корпусе выше, то чуть увеличивается/, затем еще час или чуть больше на полное оголение активной зоны... Пароцирконий начинается уже через час после начала выкипания воды в активной зоне /примерно 1200-1300 К, там как раз стрелочка показывает Top of core/...

Если, конечно, расчет правильный... В правильности есть сомнения, поскольку осыпание топлива и выход аэрозолей /не ГПД/ мы бы в этом случае получили уже на третьем часу после начала оголения зоны...