А не публиковались-ли температуры внутри ГО. При определенном раскладе можно предположить, что прокладка желтой крышечки выгорела (там похоже резина или что-то подобное) и водород пошел прямо в ЦЗ, ну это версия, как и то, что кабельная продукция в ГО тоже должна выгореть в зоне болнее-менее приближенной к реактору, ну там пайка всякая должна расплавиться, одни словом пока мрак

Под куполом под 200, для резины вполне достаточно чтобы поплыть, а в сочетании с давлением вполне реально разуплотнение

Было дело...

http://www.yomiuri.co.jp/dy/national/T110525006455.htm
Along with the meltdown, the temperature inside the steel containment vessel, which contains the pressure vessel, rose until it reached 300 C in 18 hours after the quake, much higher than 138 C the vessel was designed for. It is believed the internal temperature continued to rise after that.
Containment vessels are designed for a much lower temperature and pressure than pressure vessels, which can be exposed to temperatures close to 300 C and pressure reaching 70 bars when a reactor is in operation.
Rubber and metal parts used to seal pipes and other devices in the containment vessel apparently deteriorated quickly under temperatures exceeding 300 C. This may have caused steam containing radioactive materials to leak, the report said.
The pressure inside the containment vessel reached 8.4 bars 12 hours after the quake, which is nearly two times the pressure it was designed for. Damage to the containment vessel might have progressed faster than the analysis, TEPCO said.

(May. 26, 2011)

Мне не понятно другое: а с чем связаны такие большие дозы при окрытии вентилей? (стр.19 отчета). Мощность дозы в 30 рентген/час в "торус рум" - на остановленном и еще не поврежднном реакторе - как-то многовато...

По нашим ГОСТам для резиновых прокладок 80 градусов предел. А вот на 440-х блоках на элементах уплотнения ГО резины дофига, есть над чем подумать при стресс-тестах

Скорее всего, к этому времени (полтретьего ночи) верх активной зоны был уже обнажён, твэлы теряли герметичность и в тор через предохранительные клапаны вместе в паром улетало их содержимое. Соответственно, рядом с тором начинало становиться некомфортно.

Правильно ли мнение, что если бы японы стравили давление ДО разрушения АЗ, то дряни бы вылетело намного меньше, чем в том, что они натворили в реале? Да и пароцирку меньше бы воды досталось. (В смысле - даже если после стравливания они так и не смогли подать в КР воду, и АЗ расплавлась).

Подскажите - это правда, что в BWR вода в реакторе после останова (SCRAMа) быстро, за пару минут, теряет активность - там нет долгоживущих изотопов?

Подскажите - это правда, что в BWR вода в реакторе после останова (SCRAMа) быстро, за пару минут, теряет активность - там нет долгоживущих изотопов?

Правильно ли мнение, что если бы японы стравили давление ДО разрушения АЗ, то дряни бы вылетело намного меньше, чем в том, что они натворили в реале?

ТЕПКо опубликовала пресс-релиз, в котором утверждается, что арматура после системы закачки азота в контаймент где-то травит.
В связи с этим не весь объём азота попадает по назначению.
Величина утечки пропорциональноа давлению закачиваемого.
Документ: http://www.tepco.co.jp/en/nu/fukushima-np/...111111_01-e.pdf

Всё-таки, это не утечка. Pressure loss - это потеря давления в трубе.

А разница тогда в чём?
Искренне не понимаю.

Не потеря. Правильнее - перепад давления. Перепад давления как раз прямо пропорционален квадрату объёмного расхода через трубу.

Не знаю, насколько товарищ прав, но пишет красиво.

Kindly refer once again to Figure 2. When a pipe breaks and an LOCA occurs, large amounts of steam blow out into the drywell from the crack (marked as B in Fig. 2) and head furiously toward the (pressure) suppression chamber. The steam entering the suppression chamber is at first guided to a doughnut-shaped pipe called a ‘ring header,’ and is then introduced into the water in the suppression chamber through a large number of pipes known as downcomers. When this happens, the volume of the steam is reduced as it condenses into water, and thus the pressure is relieved (‘suppressed’).

However, in fact, ‘before’ the steam passes through the downcomers and enters the water, the nitrogen gas filling the containment vessel is firstly pushed violently down through the downcomers and into the water. Since nitrogen gas does not dissolve in water, the instant it exits the downcomers the nitrogen gas greatly expands in the water (called ‘swelling’). This causes the large mass of water in the suppression chamber to shake violently, both vertically and horizontally. This can result in the ends of the downcomers to come above the water level, failing to introduce the steam into the water correctly. The steam is then ejected into the space at the top of the suppression chamber. The water does not therefore lose volume through condensation and the containment vessel pressure is not relieved (loss of function of the pressure suppression mechanism).

Or perhaps, because of the violent shaking of the water, the downcomers and the ring header were damaged, again possibly resulting in a total loss of function of the pressure suppression mechanism. This issue of the structural strength of the suppression chamber and loss of suppression mechanism brought about by the ‘hydrodynamic loads’ is the NRC’s ‘unresolved safety issue.’

In the case of the 1F accident, the problem was extremely severe, since the extra load of the seismic motion was added to the hydrodynamic loads. The large mass of water in the suppression chamber (1750 tons of water in the case of 1F 1) must have been ‘sloshing’ violently during the main earthquake and the aftershocks, and thus the suppression chamber mechanism may not have been functioning correctly or the downcomers and ring header may have been damaged.

Понял.

Кстати, гулял тут по интернетам, нарыл достаточно свежий взгляд на ход аварии на первом блоке от японского ex-RPV designer'a
http://www.cnic.jp/english/newsletter/nit1..._deception.html
Шрифт нечитаемый, лучше через Ворд смотреть.
Не знаю, насколько товарищ прав, но пишет красиво.
Может кто откоментирует?

Ну и третье. Вроде раньше мы смотрели на графиках - давление контура проваливалось с номинального при подключении конденсера, а потом восстанавливалось при его отключении. Такого эффекта не будет, если в контуре дырка, как считает специалист.

А он не смотрит эти графики. Или он их не видел, или они не вписываются в гипотезу. Он берёт расчёты и измерения TEPCO после цунами и на их основании строит предположения, что было после землетрясения (разрыв вплоть до гильотинного, колебания воды в барботёре etc.).

То, что TEPCO опубликовала из трендов, он упускает.

А вот то, что атмосфера ГО изначально инертизируется азотом, этого не знал. Если конечно это правда. Может неправильно понял вражеские буквы?

Из совершенно общих соображений. Даже до повреждения активной зоны, а не до её расплавления, в контуре было меньше радиоактивных веществ. Это совершенно очевидно. Оболочка твэла играет роль защитного барьера, и если она разрушена, то осколки деления и проч. выходят напрямую в контур.

При эксплуатации реактора допускается определённое количество дефектных твэлов. Наверное, Dozik лучше скажет, я уже забыл за давностью лет точные определения, но речь идёт, допустим, о 1% твэлов с микронеплотностями (цифра по памяти, могу ошибаться). На Фукусиме японцы получили в пределе 100% твэлов со снятой оболочкой. Конечно, активность в контуре возросла на многие порядки.

Не всех.

Ссылка, у нас была как-то.
http://www.ansn-jp.org/jneslibrary/npp2.pdf

In order to prevent such a case, BWR containments are kept inert with nitrogen gas (Mark-III type containment is designed not to use the nitrogen gas, but it is not adopted in Japan) during normal operation, and the 11 flammability control system to prevent hydrogen combustion by recombining the generated hydrogen gas with oxygen gas.

Может они просто продувают азотом барботер (это кстати очевидно) и ГО в верхней точке? А не инертизируют всю ГО.
Если всю ГО заполняют азотом, тогда становится понятным почему не было взрыва в ГО. Я думал из-за пара, а вот оказывается еще и из-за азота. Вот что выясняется через полгода. Ну и правильно, ведь нет специалистов по BWR в нашей песочнице.

Сильно не верится, что желтая крышка уплотняется резинкой. Просто не может быть. Это же ГО, а не клизьма (и не презерватив).

Если давление в ГО выросло из-за течи внутри, т.е. испарения воды, то получается, что при течи и испарении всей воды давление в ГО всегда (проектно) должно превышать максимальное проектное??? Так получается из статьи. Но это как-то вызывает сомнение. Неужели такой ущербный проект?

Конечно же нет.
Ex-RPV designer жёстко тупит

Это мой давний вопрос - может быть, было выгоднее стравливать, не дожидаясь конца эвакуации. Могу сказать, что в Москве в штабе бесились во второй день (ещё до взрыва) - почему японцы не начали вентиляцию?

Плавление твэла в большей степени "опасно" не потерей оболочки твэла (защитного барьера), а "повреждением" первого защитного барьера - топливной матрицы.
Топливная матрица при нормальных условиях (при рабочих температурах) удерживает в себе практически ВСЕ продукты деления, кроме : почти всех РБГ и ~ 1-3 % йодов и др. подобных.
С ростом температуры (при плавлении) "скорость" диффузии ВСЕХ осколков деления растет примерно на порядок (в 5-15 раз) на каждые 100 С подъема температуры топлива.
При достижении температуры плавления скорость выхода увеличивается в тысячи и много более раз по сравнению с рабочими. Конечно "сказывается" и отсутствие оболочки при этом.

Конечно же нет.
Ex-RPV designer жёстко тупит, пытаясь выдумать сущность, которой не было. Так называемая его "загадка века" - почему давление в гермооболочке превысило проектное, имеет простой ответ: проектом предусмотрено "нормальное" протекание LOCA в условиях функционирующих систем аварийного охлаждения, в том числе спринклеров в ГО (Containment spray), которые эффективно конденсируют пар в drywell, несмотря на присутствие неконденсирующихся газов. Ненормальное протекание тоже предусмотрено проектом - можно выпустить давление в атмосферу (откуда им было знать... ).

Кроме того, на форуме был разговор, что проектное давление в гермооболочке по условиям прочности составляет 0,8 МПа, но испытаниями установлено, что после 0,45 МПа теряется свойство герметичности.

Сколько его в том или другом реакторе - я не знаю.

...выход кориума под давлением считается менее предпочтительным вариантом.

Все так. Единственно что хотел бы добавить: не уверен, что в "нормальных" условиях все ИРГ (или РБГ по старому) выходят из топливной матрицы под оболочку твэла. Мне кажется, что порядка 10-15% от накопленного количества. По крайней мере в УОБах, при расчетах выбросов, видел такие цифры. Но это надо в книжке посмотреть.

Нет, неправда. Таким свойством обладают лишь экологически чистые реакторы Чернобыльского типа. А в BWR, как и в любом корпусном реакторе, в теплоносителе плавает вся таблица Менделеева - прохудившиеся ТВС в них на ходу менять ещё не научились.

В цифрах (Бк/л) какова "грязность" воды в типичном BWR (а) сразу после останова? (б) через, допустим, сутки?

Наверное действительно фантазирует. Только еще дополнение. Например на ВВЭР при полном испарении всей воды 1контура и НЕСРАБАТЫВАНИИ спринк.сист. , давление в ГО все равно не превысит допустимого. Вот так хорошо, а на этом гнусном проекте LOCA без спр. сист.должна приводить к переопрессовке ГО????

Что там с Запорожской АЭС ?

Что там с Запорожской АЭС ?

12.11.2011 р. о 09:01 дією захисту «Зниження рівню в КТ < 4600 мм» енергоблок №2 ВП «Запорізька АЕС», зі спрацюванням аварійного захисту, відключено від електричної мережі. Зниження рівня в компенсаторі тиску відбулось внаслідок зниження температури 1-го контуру внаслідок глибокого розвантаження РУ під час руху органів регулювання системи управління та захисту (ОР СУЗ).

Рух ОР СУЗ спричинило спрацювання 1-го каналу реле розвантаження потужності (РОМ-2) внаслідок втрати живлення шафи АБП HG-63 за наявності дефекту, що не діагностується на панелі 8ПФС-3 другого каналу РОМ-2.

Радіаційний стан у санітарно-захисній зоні, в приміщеннях та на території майданчику ЗАЕС не змінювався та знаходиться у межах, встановлених для нормальної експлуатації АЕС, пожежних наслідків немає.

Порушень умов та меж безпечної експлуатації не було.

Після завершення ремонту і перевірок - о 08:15 13.11.2011 р. РУ виведена на МКР потужності, о 12:58 енергоблок підключений до мережі, о 16:30 енергоблок навантажений до 80% NНОМ та після 3-и годинної витримки о 20:30 навантаження підвищили до 100% NНОМ.

Створена комісія для розслідування цього порушення

Здесь http://forum.atominfo.ru/index.php?showtop...ost&p=29614 в ТехДоке МАГАТЭ "Руководство по РЗ при авариях ядерных реакторов" - есть "типичный" радионуклидный состав воды (стр.176). На момент останова - порядка 3 кБк/г. Стоит, правда учесть, что при останове активность продуктов деления может увеличивается примерно на порядок из-за спайк-эффекта (выход из под оболочек не совсем герметичных твэлов). Тогда может быть до 30 кБк/кг. Но это не обязательно, поэтому учитывать не будем. Тогда, через сутки - примерно, 0,6 кБк/г. Но это очень грубо, так как нужно учитывать сброс давления, переходные процессы и т.д. Это при "нормальных" остановах.

А что в этой теме? Так плохо?

Выходит, если пропало все питание и стало ясно, что его не будет очень долго, а надежного пассивного теплосьема не предусмотрено проектом, то надо сбрасывать воду. Пусть плавится насухо.

Только не воду, а пар и газ из контура (которые все равно не охлаждают а.з.), чтобы снизить давление. И - в стеклянную призму.

А какая разница?
Ну, стравили вы пар один раз, а вода продолжает кипеть, уровень падать и т.д.
Стравили ещё, стержни открыты, плавятся, падают, возгоняют воду.
Вода ушла совсем. Фенита ля бла-бла-бла.
И много времени мы выиграли?

А какая разница?
Ну, стравили вы пар один раз, а вода продолжает кипеть, уровень падать и т.д.
Стравили ещё, стержни открыты, плавятся, падают, возгоняют воду.