Reactivity-initiated accidents - это всё-таки особая группа аварий и специфические процессы, что там общего с Фукусимой? Может, лучше поискать результаты экспериментов CORA?

у ОСЭР есть аналогичный документ, первый в серии, который посвящён LOCA/LOCF
погуглите первую часть названия на их сайте

вот
http://www.oecd-nea.org/nsd/reports/2009/nea6846_LOCA.pdf

1) Ссылка на литературу "Основы теории и методы расчета ядерных энергетических реакторов", Бартоломей Г.Г., Бать Г.А. и др. /Энергоатомиздат,1989.-512 с.
Рис.11.1. (стр.430) истинное объемное паросодержание в верхней половине активной зоны водо-водяного кипящего реактора от 50 до 75 %.

2) На рис.11.2. представлена зависимость К(бесконечн) от водо-уранового отношения (w).
Судя по графику при большей плотности воды (нормальные ~"атмосферные" условия) К(бесконечн)>1.0 до значений w<1,5 и наоборот при малой плотности воды К(бесконечн)>1.0 до значений w>4,0
Получается, что в широком диапазоне w можно "найти" плотность воды, при которой будет ЦР.

Вариант, конечно, но кто ж сейчас проверит-то?

У японцев некоторые считают, что уходит в основном с паром. Соотвественно, какая-то часть пара потом уходит в море, где всё оседает. Но ручаться никто не может. Данных о том, сколько конкретно было залито в реакторы морской воды, в открытом доступе пока нет. Ну, великий штаб знает, наверное, а остальные гадают.

Спасибо

СЦР даже для бесконечной решетки зависит не только от водо-уранового соотношения w.
Для гомогенной среды (теоретически нет ограничений - сохраняя w - К(бесконечн) будет сохраняться.
Для гетерогенной при увеличении шага решетки будут "существенно" изменяться:
1) коэффициент использования тепловых нейтронов - за счет сильного смягчения спектра в замедлителе и следовательно большего "паразитного" поглощения нейтронов, а также за счет уменьшения поверхности топлива на единицу среды .
2) вероятность избежать резонансного поглощения тоже уменьшается за счет изменения "эффекта затенения" блоков, который в тесных решетках увеличивает вероятность избежать резонансного поглощения.
Анализ этих двух коэффициентов показывает, что при значительном (более ~2х кратном) увеличении шага от "оптимального", который выбран в ТВС критичность будет уменьшаться.

Я хотел бы добавить для точности, что на Рис.11.2 явно даны графики для свежего топлива.

Ну то что знают я не сомневаюсь. Походить с дозиметром по общестанционным объектам ума большого не надо. Кстати, проскочило сообщение о черном дыме, что горят уже?

17.30 токийского: над 3-м блоком дымок поубавился --- так бежит строка на Киодо Ньюс.

пытались подать напругу - загорелись кабеля
банально
я сомневаюсь, что им удастся запустить принудительную циркуляцию на третьем
скорее всего хотят запитать инструментацию и телеметрию, чтобы лучше понять состояние реакторов

Судя по BWR-basics_Fukushima система отработала (какое-то время. На разных аппаратах - по разному).



Работает (судя по схеме) пока есть (определенная) разница давления между корпусом и барботером (тором).

Да, конечно, согласен с Вами и с Батем - это я ступил (потом уже сообразил): в ВВР критичность при водо-урановом отношении порядка 2. Если в ВК оно 2.5 (по геометрии ТВС), то критичность в ВК достигается при паросодержании 1-2/2.5 = 1 - 0.8 = 20% (но это в СРЕДНЕМ по активной зоне): т.е. в верху активной зоны (при таких условиях) д.б. раза в 2 больше

Даже Великий Японский Штаб может по-моему оперировать цифрами плюс-минус трамвайная остановка. Слишком много переменных.

1) к-т использования т.нейтронов зависит, собственно говоря, от мольных отношений (точнее, отношения числа ядер замедлителя (с ненулевым сечением поглащения!) на число ядер делящегося в-ва): можно сконструровать (мысленно) и такой критический реактор с ТВС ВВР/ВК, где шаг ТВС будет, например, 1 км. При соответсвующей плотности водяного пара (и более ничего! Никакого азота, ....)
2) вер-ть избежать резонасного захвата - то же самое (мы, ессно, говорим о равных условиях по т-ре, изотопному составу топлива и т.п.), зависит только от отношения числа ядер замедлителя/делящегося в-ва.

Эффект гетерогенности проявляется только в неравномерности распределения нейтронного потока: в топливе - он ниже (там больше погащения), в замедлителе - выше. 100% есть влияние и на 1) и на 2).

Но здесь речь идет не о расчетах, а о качественных оценках: гомогенизируйте твэлы одной сборки в один блок, а потом "двигайте" его на разные расстояния (шаг). Вот как то так...

barvi7,

графиков как на Рис.11.2 я сейчас могу настругать в любом количестве. Дайте мне только радиусы твэла и оболочки, пределы изменения уран-водного отношения и изотопный состав топлива. Под рукой программа WIMS-D4 с библиотекой WIMKAL, расчётный набор есть, ждёт только задания названных исходных данных.

Вопрос только, что дадут такие графики с точки зрения понимания возможности СЦР. Меня совершенно не удивляет, что есть такие области, где в гетерогенной среде с ураном и водой коэффициент размножения в бесконечной среде больше единицы Иначе мы бы с Вами обсуждали сейчас не Фукусиму, а аварию в каком-нибудь дровяном сарае.

Наверное, есть смысл определить, где, в каких диапазонах, возможен рост k-inf при потере воды, так? То есть, иными словами, определить область по уран-водному отношению для случая топлива BWR, в которой наблюдается положительный пустотный эффект реактивности. Ну и одновременно, чтобы это происходило там, где k-inf>1. Правильно я понимаю?

По Рис.11.2, даже без всяких расчётов, видно, что такая область есть.


Тогда встаёт следующий вопрос. Хорошо, что нам даёт этот факт применительно к Фукусиме?

Ну так картинка как раз и показывает, максимум к-бесконечного достигается при ОДНОМ определенном соотношении ядер водорода и урана: как только плотность воды падает, у вас растет водоурановое отношение - никаких чудес...

А приментельно к Ф-1 ... Можно придумать такую ситуацию в хранилище топлива, что отношение водород/уран станет как в крит. реакторе (зная, ессно, шаг в БВ). По моим (весьма примерным оценкам) СЦР может быть при паросодержании (в среднем по БВ) порядка 30%.

[quote name='nakos' date='23.3.2011, 13:05' post='17062']
пытались подать напругу - загорелись кабеля
банально
я сомневаюсь, что им удастся запустить принудительную циркуляцию на третьем
скорее всего хотят запитать инструментацию и телеметрию, чтобы лучше понять состояние реакторов
[/quote

Это да, но контрольные кабели горят не менее эффектно чем силовые

То, что максимум в зависимости k-inf от шага решётки в реакторах с лёгкой и тяжёлой водой один, учат студентов 0310 и 0311 на третьем курсе. Не стоит это здесь пересказывать. Я предлагаю впредь считать. Общих разговоров было вполне достаточно.

Применительно к Фукусиме. Чудес нет. Если нас интересует возможность возникновения критичности при потере воды в зоне или хранилище, то нам нужно находиться в области положительного ПЭР (если мы считаем, что геометрия не изменилась).

Если взять за основу Рис.11.2, любезно подсказанный Barvi7, то мы видим. Самая малая плотность воды помечена там как (3). Соответствующая кривая k-inf становится верхней при водо-урановом отношении где-то там 3,2 и более. Вот тут совершенно чётко ПЭР будет положительным. Теперь вопрос - может такое быть на Фукусиме или нет?

P.S. Я же просил уже - господа, или считайте, или давайте со ссылками на литературу. Мнениями по вопросу о СЦР поделились, теперь только с расчётами (своими или из отчётов). Попытки уйти к общим рассуждениям по данному вопросу впредь буду тереть.

Согласен со всем сказанным.
А применительно к Фукушиме -
Если построить графики для ВВЭР, то получите более "узкий" диапазон изменения водо-уранового соотношения, при котором k-inf >1 (учитываем, что обогащение в BWR меньше, чем в PWR).
Поэтому, учитывая возможность изменения геометрии БВ, а также "широкий" дипазон возможных плотностей пароводяной смеси в БВ (давление во внешнем контайнменте 4 атм, а может было и больше) СЛЕДУЕТ (можно предположить), что (см. на графики) k-inf может увеличиваться, как при уменьшении, так и при увеличении водо-уранового соотношения, в зависимости от плотности паро-водяной смеси (возмжны положительные обратные связи, в том числе и паровой("пустотный") эффект.

НЕ ИСКЛЮЧЕНО, что такие "состояния" с k-inf >1 могли быть получены в "поврежденном" БВ.
Другие объяснения, что произошло в БВ-4, пока не убедительны (не все объясняют). Только, если он был "герметично" закрыт и там накопился водород. Но ПОКА эта версия - тоже не подтверждена.

Некоторая общая информация из совещания (слайды выложить не могу, для внутреннего пользования), может кому интересно будет

- SCRAM
Power generation due to Fission of Uranium stops
Heat generation due to radioactive Decay of Fission Products
After Scram ~6%
After 1 Day ~1%
After 5 Days ~0.5%

- Plant Design for Tsunami height of up to 6.5m

- Station Blackout
Common cause failure of the power supply
Only Batteries are still available
Failure of all but one Emergency core cooling systems

- Reactor Core Isolation Pump still available
Steam from the Reactor drives a Turbine (это как раз тот аварийный ТПН)
Steam gets condensed in the Wet-Well
Turbine drives a Pump
Water from the Wet-Well gets pumped in Reactor
Necessary:
Battery power
Temperature in the wet-well must be below 100°C
As there is no heat removal from the building, the Core isolation pump cant work infinitely

- Reactor Isolation pump stops (достаточно долго продержались)
11.3. 16:36 in Unit 1 (Batteries empty)
14.3. 13:25 in Unit 2 (Pump failure)
13.3. 2:44 in Unit 3 (Batteries empty)

- Decay Heat produces still steam in Reactor pressure Vessel
Pressure rising

- Opening the steam relieve valves
Discharge Steam into the Wet-Well

- Descending of the Liquid Level in the Reactor pressure vessel

- Generation of hydrogen
Unit 1: 300-600kg
Unit 2/3: 300-1000kg

- Restoration of the water supply stops accident in all 3 Units
Unit 1: 12.3. 20:20 (27h w.o. water)
Unit 2: 14.3. 20:33 (7h w.o. water)
Unit 3: 13.3. 9:38 (7h w.o. water)

- Containment
Wall thickness ~3cm
Design Pressure 4-5bar
Actual pressure up to 8 bars

- Depressurization of the containment
Unit 1: 12.3. 4:00
Unit 2: 13.3 00:00
Unit 3: 13.3. 8.41

Positive und negative Aspects of depressurizing the containment
Removes Energy from the Reactor building (only way left)
Reducing the pressure to ~4 bar
Release of small amounts of Aerosols (Iodine, Cesium ~0.1%)
Release of all noble gases
Release of Hydrogen

No clear information's why Unit 2 behaved differently (!)

- Spend fuel stored in Pool on Reactor service floor
Due to maintenance in Unit 4 entire core stored in Fuel pool
Dry-out of the pools
Unit 4: in 10 days
Unit 1-3,5,6 in few weeks
Leakage of the pools due to Earthquake?
It is currently unclear if release from fuel pool already happened

Учитывая предупреждение, модератора - НИ слова об СЦР.

А, если внимательно посмотреть на Рис.11.2 - то видно , что k-inf ~ max при достаточно разных водо-урановых соотношениях от 2,2 до 3,2

Если плотность воды падает - то падает и водо-урановое соотношение, а если растет, то это чудеса.

Barvi7,

но как?!

Сделать точный расчёт бассейна в любом состоянии можно. По Монте-Карло считали танк. Со всеми заклёпками, только танкисты были цилиндирическими и из поросятины. Но перебирать все возможные варианты геометрии, которые могли сложиться в бассейне по тем или иным причинам, нереально. Это будет хобби на всю оставшуюся жизнь.

Простой вариант - это взять Рис.11.2, опустить графики вниз по оси OY, чтобы хоть как-то учесть выгорание, и сказать, что если геометрия не изменилась, то выход на критику при потере воды мог произойти в таких и таких случаях. График чётко показывает (и спасибо, что о нём вспомнили!), что такая область имеется. Теперь остаётся угадывать, как японцы расставили свою зону в бассейне-4, и насколько хороши коды у их станционных физиков (про высокое качество японских кодов для проектантов и лабораторий я знаю непонаслышке, а вот про коды на японских станциях не знаю ровным счётом ничего).

Можно попытаться прикинуть, каким могло бы быть наихудшее (с точки зрения угрозы критичности при потере воды) изменение геометрии. Я бы тогда попытался его хоть как-то рассчитать.

Я скажу честно - я не верю в то, что там была СЦР. И то, что только что написал Deni_DE (и про время осушения бассейнов, и про то, что нет доказательств выбросов из бассейнов), работает в мою пользу Есть подозрения, что мы вообще здесь сильно перебираем в сторону худшего. Мне сказали сегодня, что думают японцы (тусовка близкая к нашей по составу, но с присутствием людей, знающих эту станцию) - они в кориум не верят ни на одном блоке и вообще считают, что в зонах всего лишь дефекты оболочек. Вот кто разберёт?

Вопрос про наихудшие возможные изменения геометрии в бассейне остаётся. Что-то посчитать я готов, но только в пределах "элементарной ячейки" - то есть, вложенные бесконечные цилиндры (топливо, оболочка, H2O разной плотности). Считать варианты сложнее должны институты, а не электронная газета

У Deni_DE - не известно есть ли течи в БВ после землетрясения.
Мы (естественно) пытаемся оценить возможность наихудшего сценария.
Поэтому, если в БВ водоурановое w> > 5, что исключает СЦР всегда,
то после динамических воздействий (взрыв водорода или еще чего-то) вполне могло топливо и "собраться" в "кучу" с ~ 2 < w < ~3,5 , xто даже для частично выгоревшего топлива (именно такое в БВ-4) могло привести к К-inf >1.0.

Постараюсь вечером или завтра что-нибудь посчитать. Если кто-нибудь имеет под рукой программы и пожелает поучаствовать, буду только рад и с удовольствием отойду в сторонку. Я же знаю, что на ветке есть физики, могли бы давно и прикинуть вариант-другой - Модератор.

Не знаю как у японцев, но у нас сейчас по всей станции применяются кабели "НГ", то есть негорючие.
Они конечно не совсем негорючие, но весьма трудногорючи.

Вот ещё, попалась на глаза статейка. Источник вроде бы не желтушный, но факты прямо жареные. Неужели действительно так?

http://www.kommersant.ru/Doc/227123



Статья давняя, но это подход к технологической дисциплине.

Vdonsk-28,

я Вас как-нибудь потом спрошу по кабелям, но не по тем, которые у вас применяются, а которые будут применяться.



Ну сейчас по японцам будут всё вытаскивать. Мне даже как-то не хочется бить лежачего.

В прошлом году они уронили трёхтонную трубу в корпус своего БН ("Монджу"). Потом долго затирали тему, доказывали, что труба упала сама по себе, и то, что персонал на БН наполовину собрали фиг поймёшь откуда, к делу не относится.

Труба, кстати, до сих пор там лежит. Доставать её они не торопятся - у них работает штаб Реактор стоит, слава Богу, так что никаких поводов для волнений.

С другой стороны, ну и что? У нас в Обнинске в благополучное советское время мужик уронил в БР-5 связку ключей от квартиры. А потом ещё полез доставать В общем, две группы рацухи потом поимели за разработку способа вернуть страдальцу его имущество

Про российское время рассказывать не буду, ладно? Сами себе что-нибудь из этой серии расскажите

Уже публиковали здесь схему блока (калька)?

http://atominfo.ru/files/17539958_f.jpg

Файл на 10 мегабайт! Скопировал к нам и изменил на ссылку, иначе форум будет тормозить. - Модератор.

Я этот файл уменьшу и перезалью обе версии. Обновлю в сообщении:

(1,920 x 1,355)

(5,024 x 3,547, 2мб.)


Оригинал 10мб (9,889 x 6,984 pixels @ 24 bits per pixel): http://www.megaupload.com/?d=H0MPDIEP

можно вопрос по повторной критичности в БВ?
1. известны ли такие случаи, именно в БВ?
2. что происходит при этом? как протекает авария и какое событие прерывает ЦР? какова хронометрические рамки этого процесса?

Присоединяюсь к вопросу! Тоже было бы очень интересно про это узнать. - Модератор.

http://books.google.com/books?id=ltF80zmX-...age&f=false

Глава 3: Spent Fuel Storage.

Пробежался, стр. 44

благодарю, всё что гугль предлагал я читал
там нет ответа на мои вопросы, иначе бы я не спрашивал
интересует именно моделирование такого инцидента, в особенности что остановит реакцию, когда и в какой хронологии

Можно вспомнить два примера. Правда, оба неправильные... Один импульсный реактор "Ягуар". Второй естественный реактор Окло. Окло попросту разогревался, испарял вокруг себя воду, что была замедлителем и отражателем нейтронов. И так мигал каждые 2.4 часа свои сто миллионов лет.

Ну и пусть в бассейне с выгоревшим топливом, где урана-235 уже мало, пошла СЦР. Куда уйти от малой, несколько километров в секунду скорости медленных нейтронов? Зашипит и СЦР захлопнется. За миллисекунды, за которые вода со скоростью звука улетит. Разве не так?

Окло не подойдёт, потому что по нему не сохранились записи

Ягуар и т.д. У нас в Обнинске СЦР-ы были, правда, давно. Но это не бассейн, это, скажем, измерения уровня раствора и т.д. В 1977 году кончилось тем, что лаборанту, как рассказывали, ампутировали руки. Но это действительно другое дело, и вряд ли переносимое на Фукусиму.

вообще, если поднимать примеры инцидентов критичности, то самым близким, как ни странно, будет японский же Токаймура...
что интересно в Тойкайуре, так это длительность аварии и циклический её характер
20 часов, конденсация-кипение
но то был фактически гомогенный квази-реактор
в бассейне же имеем твёрдое топливо и жидкий модератор, получается тоже может идти реакция циклически очень долго?
или какой-то из всплесков (начальный?) сможет накалить топливо до испарения? тут всё зависит от хронологии процесса, ведь ЦР будет идти, очевидно, гораздо быстрее, чем нагрев-выкипание условно холодной воды
вспоминаются BORAX эксперименты
ох, трудно тут гадать

Нашли бассейн, на чертеже B-B Looking West - это вид с океана (машзала) на блок №4.

Термо карта с вертолета блока №4: http://i54.tinypic.com/2q00ksj.png
Чертеж, отметил gates и сам БВ: http://i51.tinypic.com/2u7njif.png

бассейн в общем то никто и не терял, Spent Fuel Storage Pool
если еще чего ищете - спрашивайте...

Ну, это в ответ на красные объекты на thermal'ах.

Если оболочка бассейна 4 повреждена и вода вытекает - сухая засыпка чем-то, что плавится отводя тепло и поглощает нейтроны (а если еще связываеп ПД после остывания отлично- типа остекловывание)- неизбежно и чем скорее тем меньше дерьма в атмосфере....
ГДЕ ДОЖДИ???

Господа вы ЭТО видели? ЧЕТЫРЕСТА КЮРИ на километр площади в 40 (!!!) километрах от ФАЭС??
Я пересчитал исходя из 1кг почвы - 1 дм загрязнённой площади

NHK даже поставило это сюжетом Extremely high radiation found in soil
http://www3.nhk.or.jp/daily/english/23_28.html

ссылка на ихний атомнадзор
http://www.mext.go.jp/component/english/__...304097_2310.pdf

что это? ошибка машинистки при наборе таблицы? неправильно считали показания прибора?
разумеется таких уровней - слава богу! - быть не может
иначе у них гамма-фон сейчас был бы такой, что отселяли бы пол-Хонсю
кому-то сделают большой втык за такие "ошибочки"
думаете ошибка?

Пусть МАГАТЭ подтвердит сначала, они всё проверяют и перепроверяют.

Но, по слухам, на радиусе 100-150 км земледелие у них может попасть под запрет. Так что делайте выводы

Не думаю что ошибка, но лично Вы были слишком оптимистически настроены на Припятькоме в первое время.

Дополнение: http://www.zerohedge.com/article/best-mark...eactor-drawings (Чертежи всех систем охлаждения и др. водопровод; первый - анимация .gif)

Спасибо! Глубоко научное измерение линейкой вертикального размера "SPENT FUEL STORAGE POOL" и сравнение его с высотой от уровня земли ("FIN GRADE OP. 10000" справа) до пола ЦЗ ("SERVICE FLOOR") дает мне примерно то же соотношение размеров, что и отношение высоты дырки в заливаемом водой блоке 4 к высоте его уцелевшей части стены (на фотографии: http://forum.atominfo.ru/index.php?s=&...st&p=16995). Примерно две пятых. Интересно...

а я думаю что ошибка очевидна, тем более если сравнить с другими данными на том же сайте
там считанные беккерелли йода в воде, цезий ниже порога
ждём опровержения

даже странно иногда смотреть, как японы шарахаются от тому подобного, в то время как у них бассейны выкипают и три зоны под вопросом

новое:

что мы из этого узнаём?
приятное: наконец-то запитали датчики температуры
проплава корпуса, очевидно, не было
не приятное: температура большая
учитывая, что давление в реакторе - атмосфера, то...
весьма странно что на днище холодней, чем в подводящей трубе
куда они качали воду морскую? я думал что в АЗ, ещё удивлялся, как именно им это удалось
одни загадки

А теплоснимок тоже ошибка? Я в совпадения не верю, уважаемый. Комментарий знакомого геолога на вышеприведенные данные:

Видимо охлаждают снаружи, залив ГО

bottom head of RPV - не имеет отношения к днищу, это обозначение нижней части крышки ГО.

вы не правы вы просто не знакомы с технической терминологией на английском языке
reactor pressure vessel - именно что корпус реактора, и у него два хеда - аппер и ловвер (боттом)
не спорьте пожалуйста, я плотно в этой теме

кстати тут часто используют аббревиатуру ГО - я так понимаю, герметичный объём. Применительно к реакторам Фукусимы это называется контайнмент (первичный), та самая стальная груша с drywell-wetwell, не путать с RPV, не путать с тем, что они называют вторичным контайнментом - шатром реакторного зала (бессовестные буржуи, называют контайнментом обычное здание!)

Присоединясь. У реакторов действительно две "головы" (head) - верхняя и нижняя. Так уж сложилось. - Модератор

Их замечательные "пучки нейтронов" могли и из реактора взяться. Теоретически.
И вообще не очень понятно, почему проплава не было? Они же сообщали, что сначала намерили за 400 С, после чего увеличили подачу воды в 9 раз (ссылку могу найти, наверное). Только после этого температура упала до 300. Что было БЕЗ воды - одному богу известно.

Пытался задать этот вопрос в открытой ветке, но ответа практически не получил, поэтому рискну спросить здесь. Исходя из официальной информации, в морской воде у станции обнаружены йод, цезий и кобальт (Co-58). Что означает наличие последнего, откуда он берется, можно ли сделать какие-либо выводы из его наличия?

Возможно штатная система пассивного расхолаживания не сработала из-за наличия жидкого и густого концентрата борной кислоты, которую добавляли в морскую воду перед подачей в реактор. Системы кипящего реактора вряд ли проектировались на применение борной кислоты.

Берется он из реактора, откуда бы еще-то? Его присутствие означает, что оболочка (3-го блока) нарушена. При демонтаже реакторов это один из элементов, подлежащих контролю. Скорее всего, образовался из никель (мои извинения за ошибку, на автомате и 12 ночи у меня ) содержащих сталей, хотя обычно из-за этого берут именно низкосодержащие сплавы. Но мало ли...
Период полураспада, если правильно помню, около 70-80 дней (надо справочник смотреть)

Дополнение по БВ (современные)

Modern spent fuel pool racks have neutron absorber plates between assemblies. BORAL and Boraflex are two common absorbers used in spent fuel pool racks in the US.
с форума:
http://arstechnica.com/civis/viewtopic.php...&start=1120

Есть ли бор в стеллажах БВ на Фукушиме?