А! Т.е. мы об ИР говорили! А я думал об АЭС. Ну мало ли какая там терминология. Чел говорил об АЭС, и при слове "хранилище" у пациента аж клизма выпала. Тут еще один "отличные обзоры японской прессы" так разошелся, что кроме прессы начал тоже АЭС "обзирать", да еще и спорить. Мы аж весь йод в унитаз вылили. А потом выяснилось, что он лучок садит, и одновременно на форуме "обзирает". Надо чем-то одним заниматься, или уж не спорить так активно.
От имени пациентов, Рудик (дантист-надомник).

У нас тоже они есть. В добыче урана, например. Там отвалы породы хранят именно в них.

Есть хвосты ещё на разделительных заводах (там, где обогащают уран). Но там хвосты есть, а хвостохранилищ нет. Видимо, называть нижеследующее зрелище хвостохранилищем язык не поворачивается.

А еще есть чел с ником ХВОСТ. И самец гориллы. Ну там тоже вроде должен быть хвост. А еще есть у ТВС хвостовик.

Кррасота
А что вот это: легко можно назвать хвостохранилищем?

Вопрос терминологии, он скользкий. Есть раздраи в самых неожиданных местах. Например, в реакторе "поток нейтронов" или "плотность потока нейтронов"? По науке "плотность", но удобнее выговаривать просто "поток". Самое интересное, что примерно пополам по данному вопросу разделились даже те самые люди, которые этот поток/плотность потока считают по долгу службы. И не дай Бог, сойдутся на узкой дорожке два апологета разных терминов!

На форуме я исхожу вот из чего. "Зараженная" вода - это перл непрофильных переводчиков, столкнувшихся со словом "contaminated". То есть, это артефакт, придуманный людьми вообще со стороны. А вот, скажем, "гермооболочка" или "контейнмент (контайнмент)" - это вопрос привычки или вкуса. "Зараженная вода" и "утечка радиации" меня коробят, "хранилище" вместо "бассейна" - нет.

Хотя, в чём согласен, что к 299-ой странице ветки уже все могли выучить, что на АЭС именно "бассейн"

У мужика вид достаточно подозрительный Я бы, естественно, следуя консервативному подходу, не торопился бы с оценками, но...

Да ладно на мужика смотреть, смотрите на озеро

Или тут
http://saprex.fis.ru/files/10002073.jpg

Некоторые, особливо бесстрашные местные жители в нем даже рыбу ловят.
Но кушать мало кто решается.

Хотя я не очень уверена, что это правильная фотка. Там, где мужик, я точно знаю, что это оно, а тут мало ли...
Но, в общем, со стороны-то вообще не поймешь, что это тоже ядерный объект

Да, признаю ошибся малость, погорячился, давно хороших вестей небыло, ну вот и ляпнул.
Спасибо что поправили.

Кстати, знакомьтесь. Мужик - начлаб. охраны окружающей среды и одновременно замначальника цеха №36 Владимир Буланов (НЗХК)

Ну на АЭС тоже есть хранилище (не хвосто-). Только к БВ оно не имеет никакого отношения. Я лично никогда не цепляюсь к терминам. Но если себя позиционируешь как атомный супергерой, то уж не называй БВ тазиком. Не можешь - переходи к нам в палату, мы тут все такие.

Грозен, грозен!

Видите, какие люди в отрасли окружающую среду охраняют? Враг к окружающей среде не пройдёт

И всеже заделали течь используя туже технологию: "Как уточняет ИТАР-ТАСС, специалисты использовали ту же технику, что и при ликвидации протечки радиоактивной воды на втором реакторе станции в прошлом месяце."

Полная тут http://www.vesti.ru/doc.html?id=451534

А тем временем, на первом блоке вчера вечером откалибровали уровнемер.

Там пока всё более-менее соответствует плану. Напомню ссылку на план: http://atominfo.ru/files/fukus/110504e13.pdf

Вполне объяснимо с точки зрения пропаганды-из маленьких успехов складывается *победа*, а если сразу *залить бетоном*- и что потом докладывать встревоженным пациентам?

ПозаВчера работы по укреплению БВ4 начали проводить. Скорей всего разведку, иначе б уже зашумели с подвигом.
Апд.: С отчёта НИСы инфа.

Как правило, после удаления ОЯТ оно хранитсья 3-5 лет в Б.В. Затем его транспортируют в мокром хранилище ОЯТ. После нескольких лет, в зависимости от степени заполнения передается СХОЯТ для длительного хранения (50 лет). Это является задержка решения проблему ОЯТ на следующих поколении. Широко применяется не только в США, но и Германия, Украина и др. Завтра и на АЭС "Козлодуй" будет введено в эксплуатацию СХОЯТ 4 блоков ВВЭР-440. Объект будет открыт премьер-министр Бойко Борисов.

Опаньки!

Красимир, спасибо за уточнение!

Nut,

вот Вам и "мокрая курица"

БВ -> мокрое хранилище -> сухое хранилище

Это АЭС "Козлодуй", если кто не понял.

Кстати, совершенно тупой вопрос. На самом деле хочется узнать.

На известной всем Забарханской АЭС, которая сегодня как раз "отличилась", построили, как пишет НАЭК "Энергоатом", сухое хранилище.

А "мокрое" там есть?

И если есть, то как оно правильно называется?

Ну шо сказать... коль не расплакаться... Засуньте свою "клизЬму" туда, где у Вас медаль "ЯБЩУ" ("Я был на БЩУ" ) и наслаждайтесь. Да, я - с ИРТ МИФИ. Бывший нач.службы ЯБ.

"Игрушечные"... мда-а... Вы это другим расскажите. Для медалистов "ЯБЩУ" - терминология ИР :
- "РУ" = аппарат
- "БВ" = хранилище тработавших ТВС
- "какая-то частица, котоая вызываяет деление (при условиях, обладателям ЯБЩУ не знакомых, но стра-а-ашная!") - нейтрон

В ОЯТе (ВВЭР-440) на 60 сутки, после останова:
J-131 - 1,8*10^14 Бк/т
Cs-134 - 4,3*10^15 Бк/т
Cs-136 - 4,9*10^13 Бк/т
Cs-137 - 3,4*10^15 Бк/т

Cs-136 - короткоживущий, 13 суток. Не читаю отчеты тяпки - там какое соотношение цезиев?

БВ-3, дата отбора 8 мая.

Cs-134 - 140 000 Бк/см3
Cs-136 - 1 600 Бк/см3
Cs-137 - 150 000 Бк/см3
I-131 - 11 000 Бк/см3

Да я понял

Для цезия-137 разницы большой нет (да и для 134 тоже) - 11 марта 2011 выгружали или 11 сентября 2010 (период п/распада 30 лет и 2 года). Здесь важно другое: содержание их в т/носителе, контактировавшего с топливом (для медалистов ЯБЩУ - вода, которая омывает топливо). Так вот. При 20% "открытии" твэлов 1 (одной) загрузки акт.зоны сразу после останова для BWR ц-137 = 8.Е+5, ц-137 = 6.Е+5. Йод-131 (кому интересно) = 8.Е+6 (все - Бк/куб.см). Посчитайте обратно (по йоду) - и сможете определить (примерно, есссно) когда последний раз выгружалось топливо из №3. Эффект разницы объема 1-го контура и объема воды в хранилище во внимание не принимается. Цезию (особливо 137) - практически без разницы. Вот на него и надо смотреть.

цезий-136 - эт от лукавого

Уважаемый редактор! Я же и писал http://forum.atominfo.ru/index.php?showtop...ost&p=27058 что на АЭС есть хранилище. Но оно не имеет никакого отношения к БВ. Вот Вам подтвердили. А что такое в Вашей цепочке - "мокрое хранилище" надеюсь Вы объясните.
А разговор с "начальником" начался вроде с БВ. Повторяю, БВ - это не хранилище! Хранилище - это другое. Ну как еще объяснить? Я писал про БВ, а он про какое-то хранилище. Может СХОЯТ, не знаю. Но не БВ, его так никто не называет (может только бывшие "начальники").

И еще. Зачем Вы разволновали почтенного человека? Я никогда не называл ИР - "игрушечным", даже не знал такого (хотя действительно забавно). Он понял, что это я обидел его реактор и набросился на меня с кулаками. Вырвал и забрал клизму. Теперь он психует, медали сорвал, куда-то там засовывает, я без клизмы, нянечки в панике. Как теперь его лечить? Видите, что Вы наделали с пациентом?

На той АЭС, что Вы спрашиваете - СХОЯТ есть (не путать с БВ!!!!!), а мокрого - нет (курица - бывает). Вроде бы так.

Похоже, как в топливе.
Просто, при диффузионном выходе из топлива (под оболочку твэла), есть зависимость от лямбды (постоянной распада). Тут похоже этого нет.
Кстати, сегодня 2 месяца с начала событий. Дата, однако.

А! так вот, что нужно определить! Когда последний раз выгружалась! А то тут все определяют сколько разуплотнилось. А оказывается все проще. Констатируем процентов 20 и считаем когда была выгрузка. Конгениально! Хорошо, что Вы - "бывший". Ну как Вас теперь лечить?

Увы, любезный, Вы опять (!) ни х... чего не поняли. Считается по другому: по цезию определяете какова разгреметизация топлива и, иссходя из этого, по йоду-131 (в принципе! Коль данные не известны) можно определить когда была последняя выгрузка в хранилище (по вашему - в БВ ).

Это - т.н. "обратная задача" (т.е. задача восстановления причины по следствию). В жмеринке, судя по всему, термин неизвестный

Общестанционное.

У них на станции скопилось приличное количество кассет. В мае 2010 года было 5016 кассет с ВВЭР-440 и 540 с ВВЭР-1000. Цепочку перемещения lz2gj сказал выше - из бассейна спустя 3-5 лет в централизованное. Потом или в Россию, или теперь в СХОЯТ.

Единственное, что хотел бы уточнить. Посмотрел в документах название общестанционного хранилища на болгарском. Оно такое: "Хранилище за съхранение на ОЯГ под вода" (хранилище для хранения ОЯТ под водой).



А кто ж тогда их назвал игрушечными пару недель назад?

Тогда, разумеется, приношу извинения вам обоим за напраслину.

P.S. Так, проверил поиском. Да, действительно, слова "игрушечный" сказано не было. Так что прошу пардону, господа, не ругайтесь лишний раз, это я перепутал.



Спасибо!

Ну так что это - БВ, что ли? БВ - это БВ. А всевозможные хранилища - это нечто другое. Мы же вроде про БВ фукусимы говорили. А чел начал про хранилище какой-то ИРТ МИФИ (пусть даже не игрушечной). И сразу в морду. И клизму забрал.
А теперь сел и считает когда был последний ППР на фукусе. Вместо того, чтобы найти в инете дату. И Жмеринку обижает. Типа у нас низкая квалификация (видимо по сравнению с ИРТ МИФИ). Ощетинился как еж.

Я могу сказать точно, без всяких расчётов, когда третий блок вышел на мощность. Это случилось 23 сентября 2010 года. Так как там был MOX, то по нему даты известны точно.

Только что это даст, кроме понимания, что авария приключилась в момент, когда текущая загрузка отработала около шести месяцев?

Все просто. Если последняя выгрузка свежего топлива была 227 суток назад (по отношению к дате проведения анализов), то содержание йода-131 в т/носителе хранилища (БВ для ЯБЩУ) 11Е+3 Бк/см3 указывает на то, что разгерметизация топлива выгруженной акт.зоны составляет примерно 22%. Если в хранилище БОЛЬШЕ, чем 1 (одна) зона, то эта цифирь будет меньше.

Т.е. можно сказать, что в хранилище блока№3 есть частичное повреждение топлива (на уровне 5-15-20%)

Больше, как бы ничего...

Был бы вариант, что как в топливе в БВ.

Но не проходит. Блок работает с 23 сентября, перегрузка у них была в августе (раньше не могли, губернатор не давал разрешения). Значит, выгружали топливо они тоже в августе.

Если бы разгерметизировалось по каким-то причинам топливо, находившееся в БВ-3, то TEPCO увидела бы в воде изотопный состав, соответствующий ОЯТ на примерно 200 суток после останова. Йода было бы намного меньше.

Значит, да - активность в бассейне вызвана водой, бывшей в контакте с активной зоной.

В БВ не одна же загрузка. За несколько лет топливо хранится. Пока на СХОЯТ не отправят. Лет 5 минимум. Обычно больше.
Народ щас насчитает...

Больше. Перегрузка была в августе. 18 сентября они осторожно начали пускаться (в зоне MOX в первый раз, и они всё долго проверяли). А разрешение на загрузку MOX губернатор им дал в начале августа. Вот где-то в конце августа у них и получается по этой вилке перегрузка.



Честно говоря, у меня противоположный вывод - что активность там от "реакторной" воды, а не от повреждённых сборок, бывших в бассейне. Давайте, я завтра отвечу, а то глаза слипаются, и забываю даже, кто с кем на форуме на ножах и за что конкретно не говоря уж о формулах.

Да согласен я! Давайте рассмотрим ситуацию, что повредило (взрывом, упавшим с неба кирпичом, силами небесными etc.) только свежевыгруженные сборки в бассейне. Могло так произойти? В принципе, теоретически могло.

Если у них разгерметизированы все сборки в бассейне (другая крайность), то они видели бы фиг поймёшь какую смесь по изотопам. Тогда вопрос - насколько быстро йоды и цезии, попадая в воду, перемешивались бы друг с другом? Тут я пас, абсолютно не в теме.

Если бы смешивались не сразу, то стоило бы взять пробы в нескольких разных пространственных точках. Они же всё равно пихают отборник краном.

Я так понимаю, что ясно всем, кроме MrNice. Он "пляшет" от ТехДока 0955 МАГАТЭ, который ELK выкладывала - но это совсем другой случай.
Да, кстати. Как правильно отмечали, может и не с водой, а с конденсатом пара.

Ну вот, наконец-то через две страницы споров и взаимоподколов пришли к выводу, что в БВ-3 присутствует часть воды, побывавшей в контакте по с поврежденным топливом из а.з. Каким образом ее столько немало (судя по активностям) в БВ-3 попало? Варианты перелива через ГО или заброса с водяным паром такого количества цезиев в БВ-3 кажутся странноватыми.
И где в БВ-3 хоть одна ТВС на видео была?

Поскольку сейчас интересны варианты выхода продуктов деления из поврежденных твэлов ОЯТ, приведу ряд полезных данных.

Фазовое и химическое состояние продуктов деление в уран-оксидном ОЯТ легководников

Летучие продукты деления:
Инертные газы (Xe, Kr) - под колпачком ТВС и диспергированы микропузырьками в керамике UO2.
Щелочные металлы (M = Cs и Rb) - в виде MI, M2Te, M2Se и частично в урана-молибдатных шпинельных формах.
Te, Se - в виде M2Te, M2Se и в металлоидной форме в сплавах продуктов деления.
I, Br - в виде MI и MBr (M = Cs и Rb)
Cd, Zn, Sb - в металлической форме в сплавах продуктов деления.

Нелетучие продукты деления:
Щелочноземельные элементы (M' = Sr, Ba) - в фазе шпинелей перовскитного ряда M'M"O3.
Редкоземельные элементы (La, Ce, Nd, Sm, Eu, Y и т.д.) - в растворенной форме в топливной матрице.
Переходные элементы Zr и Nb - в растворенной форме в топливной матрице.
Переходные элементы (M" = Zr, Mo,) - в фазе шпинелей перовскитного ряда M'M"O3.
Платиноиды (Ru, Rh, Pd) и большая часть Tc - в виде сплавов и собственных интерметаллидов.
Актиноиды (M" = U, Np, Pu) и малая часть Тс - преимущественно в виде M"O2 и меньше в фазе шпинелей перовскитного ряда M'M"O3.
Трансплутониды Am и Cm - частично в растворенной форме в топливной матрице и частью в виде оксидов AmO2 и Cm2O3.

Отсюда можно исходить в плане выноса (аэрозольного или водяного) тех или иных продуктов деления из поврежденных твэлов.
С химией выщелачивания компонентов ОЯТ в присутствии хлоридов и продуктов радиолиза солевых растворов есть свои тонкости.

Маничи.
Наладили господа японцы систему мониторинга уровня воды на 1 блоке, увидели скока там воды в реакторе. Ну и сказали тихо-тихо что-то по японски. Новости пока противоречивы в цифрах (одна пятая - минимально названная), поэтому обойдемся таким анонсом.
-Продолжение:
Wednesday, May 11, 2011
TEPCO Press Conference Ongoing, Matsumoto Says Fuel Rods in Reactor 1 Melted Down to the Bottom of RPV
Quick note. TEPCO's Matsumoto answering questions..
About the fuel rods inside the RPV of Reactor 1:
"The fuel rods probably do not retain the original shape any more. Our understanding is that they have melted down to the bottom of the RPV. We do not have the data yet to deny that the melted fuel has leaked into the Containment Vessel."
Access to the basement of the Reactor 1 reactor building:
"No information yet on the radiation level in the basement."
Matsumoto seems to think that there is some water remaining in the RPV and cooling the melted fuel at the bottom.

Лаконично.

Да можно было не налаживать. 1 бл. был 27 часов (или около этого) без воды. КР проплавился примерно чуть ниже середины а.з. (как топливо стекло). Поэтому они КР выше не заполнят никогда, без затопления ГО. Тут надо уровнемер ГО нормально восстановить и вперед.

Ага. А я всё удивлялся, что за лихие закидоны на Тепку напали.
Герасимы однако...
Nut, мы недавно обсуждали температуры по блоку 3, в новом документе на английском прилетел вдруг волшебник и ... ))
http://www.nisa.meti.go.jp/english/files/en20110511-2-5.pdf

Вторая часть вашего высказывания, насчёт проплавления тоже только что озвучена NHK.
Water leaking from No.1 reactor
Tokyo Electric Power Company says water may be leaking from a hole in the No.1 reactor at the Fukushima Daiichi nuclear plant, causing a sharp drop in the water level inside the reactor.

Какие преспективы по охлаждению? Не 6-9м, думаю уже больше.
Кто прикинет нормальную реакцию на ситуацию?

MrNice,

с момента выгрузки последней партии топлива в БВ-3 прошло 260-270 суток.

А с момента завершения предпоследней кампании реактора - соответственно, ещё больше. Можно смело предполагать, что суток 300, не менее. У японцев длинные ППР.

Иными словами, (300/8)= 37,5 периодов полураспада йода-131.

Родного йода-131 в значимых количествах в БВ-3 быть не может. А судя по пробам, он там есть. И именно в значимых количествах.

Следовательно, источник йода-131 для БВ-3 - топливо, находившееся на момент аварии в активной зоне реактора.

С этим будете спорить?

P.S. Каким образом этот йод попал в БВ-3 - это другой вопрос.

Кстати, да! Это годная мысль

Вариант японцев "Попали вместе с debries" меня меньше устраивает, ибо что это за дебри такие? Навевают на конспирологические подозрения, что это куски кориума, занесённые взрывом.

Хотя, напоминаю один вариант, который был на ветке озвучен. На момент взрыва на третьем блоке кориум уже поджигал изоляцию (отсюда и чёрный дым). Тогда попадание кусков кориума в БВ-3 реально. Ещё раз напоминаю, что это всего лишь вариант.

Был ещё вариант, что японцы в спешке первых дней плюхнули в бассейны воду, собранную с площадки. Но как-то он ещё более конспирологический.

Получается, что версия про конденсат пока выглядит одной из самых предпочтительных.

Ну да, старая идея, ещё с первых дней аварии.

Чтобы заполнить водой дырявый стакан, надо утопить его в воде

Я напомню одну вещь.

Вариант залить на первом блоке ГО под завязку TEPCO рассматривала ещё до принятия Великого Плана.

Аргументы "против", которые были озвучены публично, таковы:

1) сомнения в устойчивости конструкции,
2) при наличии (или появлении в будущем) дырки в ГО они получат огромные объёмы воды с высокой активностью, вышедшие наружу.

Про (1) ничего не могу сказать. Про (2) - следовательно, им нужно ждать до конца мая или до июня, когда AREVA наладит им хоть какую-то очистку воды на площадке.

P.S. Вообще-то, американцы давно всерьёз прорабатывают технологии по замене корпусов в рамках программ продления до 80-100 лет. Может, стоит опробовать их в деле, вытащить корпус наружу и отволочь его куда-нибудь на длительное съхранение под вода? Понимаю, что P.S. написан в порядке бреда

Вот я раньше тут пытался пояснить свою точку зрения про проплавленный КР и почему невозможно при этом утопить а.з. http://forum.atominfo.ru/index.php?act=fin...=&pid=23779
Кроме того, мне не нравится их схема охлаждения (в патрубок п.в.). По той же причине. Входит и сразу выходит (как шарик у Пятачка). Надо бы над зону (в паропровод), но видимо нет возможности собрать схему (грязно).

А то, что восстановили уровнемер реактора, то я сейчас еще раз подумал (в меру оставшихся после лечения способностей) и чего решил. Скорее всего уровнемера ГО у них нет в проекте. Поэтому они будут измерять уровень в ГО уровнемером реактора. Т.к. там дырявый КР. Шкалы хватит, т.к. им нужно только чуть выше а.з. подтопить. Воздух из верхней части КР (выше дырки) удалят через тот же патрубок пит. воды (в м.з., правда будет временно немного нехорошо). Ну и вот. Привет пациентам!
Лечиться, лечиться и еще раз лечиться!!!
Маргулис, главврач.

Ну для этого и существует форум. Если они что-то проспали, пациенты подскажут. Японы сделают.

Позвольте усомниться (слегка и без активного спора). Вы помните, сколько воды выпаривается? Пару кубов в час. Да, пар выходит из ГО. И как показывают всякие снимки - свободно подымается в небеса. Никакой крыши над блоком нет. Теперь смотрим. Вынос с паром не очень большой. Выход пара сам по себе очень маленький. Конденсироваться ему над БВ практически негде (все же БВ немного в стороне от горловины ГО, а крыши нет). Т.е. практически все, что как-то выносится, вряд-ли попадает в БВ. Ну может стакан (я обычно так меряю) конденсата в сутки и попадает. Разве это так загадит БВ? Не большой специалист (по сравнению с найсом), но есть сомнения.
В какой части этой рассуждалки Вы бы не согласились?

Да, не в качестве спора, но подтверждаю - мне совсем не ясно КАК вода из 1 контура могла попасть в этот БВ. Просто не вижу физических путей:
- насколько я знаю, заливали все хранилища (включая №3) "свежей" морской водой, но никак не из 1 контура
- даже если предположить то, чего не было: течь корпуса реактора в контайнмента, срыв крышки контайнмента и заброс (каким образом???) воды в БВ - хоршо, это может случиться раз, но не на постоянной же основе
- чтобы попасть в воду БВ с конденсатом пара нужно, чтобы вода этого БВ была холодной, т.е. сама не "парила", что не есть реальный случай, поскольку охлаждения БВ не было.

Да, ессно, я воспользовался данными по содержанию изтопов йода/цезия в т/носителе BWR в завистмости от степени повреждения топлива. Да, там данные приведены на "день 0". Ессно, пользуясь калькулятором можно эти данные перевести в "наш" случай.

Боттом лайн: 2 канала измерения (цезий 134/137) показывают, что это - просто "обычное" повреждение топлива в БВ. 1.5 канала измерений (йод-131 и цезий-136), указывают на наличие "темных" сил (МАССИВНЫЙ заброс воды 1 к. в БВ). Я - не сантехник с БЩУ и в них (темные силы) не верю - скорее ошибка измерений

Однако как говаривал киса воробьянинов если бв имеет размер 40-40-35 футов и высота сборок 13 футов - это минимальная высота воды сейчас равно пятьсот кубов это сколько конденсата должно туды натечь и с какой активностью что бы 150 кбк на см3 было
Боюсь что только конкретный кусок аз спасет отцов демократии