Ядерная и углеводородная энергетики

Цитата: Dobryаk от 14.03.2011 18:34:35
АЭС Фукусима Дайичи

AtomInfo.Ru, ОПУБЛИКОВАНО 14.03.2011

Принципиально то, что разрушенные ограждающие конструкции не входят в число барьеров безопасности, сдерживающих распространение радиоактивных веществ. Барьер - это защитная оболочка ГО, которая устояла при взрыве.

Уважаемый Atominfo вводит население в заблуждение. Оболочка ГО это один из барьеров, отделяющих собственно реактор от окружающей среды. Вторым барьером безопасности являются герметичные ограждающие конструкции. При нормальной работе станции под барьерами создаётся разряжение, препятствующее проникновению возможных РВ в окружающую среду. Это основы проектирования подобных производств. Количество барьеров, не менее 2 – 3. Причём разряжение постепенно уменьшается от внутреннего барьера во внешний, от более «грязного» объема к менее грязному. «Грязный» воздух сбрасывается через соответствующие фильтры через высокие трубы – неотъемлемый пейзаж любой АЭС.

По всей вероятности на станции возникла проблема не только с охлаждением активной зоны, но и с вентиляцией. Иначе они могли бы сбрасывать излишний пар и возникший водород через трубу, что очевидно не было сделано.
Вызывает недоумение по поводу второго взрыва на станции. Опять на те же грабли. Ну, первый раз не рассчитали, что скопится взрывоопасная концентрация водорода (хотя могли бы поставить датчики водорода и следить за концентрацией, на станции датчики быть обязаны). Но второй то раз -  пробей проёмы для вентиляции (хоть локальными взрывами) перед тем как выпускать водород и никаких проблем.

Цитата: bg13 от 14.03.2011 20:47:28
Вопрос к занющим людям, по конструкции бассейны с отработаными топливными элементами вроде как вверху блока  находятся, т.е. на данный момент они раскиданны по территории станции ?

"В верху блока", а точнее рядом с реактором обычно находится бассейн для перегрузки топлива, он же бассейн выдержки (БВ). Все это счастье находится в пределах контаймента и в текущей ситуации (взрыв) особо пострадать не может.
Вообще после вымачивания (годы) сборки перемещают в отдельное хранилище (приняты наименования: ОСХОТ - отдельно стоящее хранилище отработанного топлива или ХОЯТ - хранилище отработанного ядерного топлива), где с ним поступают по разному для разных типов реакторов (в РФ). От ВВЭР-440 и БН - на переработку в Маяк и дальнейший возврат в реактор. От ВВЭР-1000 после выдержки вывозятся в ХОТ-1, сейчас идут работы по строительству ОСХОТ на большинстве блоков. От РБМК - разделка на площадке (ТВС разрезается) и в дальнейшем в сухой контейнер хранения. От АМБ вывозятся на Маяк на хранение, от ЭГП ОЯТ остается на площадке.
Требования по хранилищам такие же как по реакторной площадке.

Вот зал ХОТ-1.

Цитата: Dobryаk от 14.03.2011 21:13:56
Мы вынужденно гадаем... но про МНОГО цезия никто не говорит...Потом если он выпал так выпал... не будет скачков активности...

Я имел ввиду, что пока основная масса активности - это ИРГ (типа Xe-133,135). А это означает, что в основном преобладает разгерметизация типа "газовая неплотность" и твэлы, в основном, не повреждены.

Цитата: Gerst от 14.03.2011 21:34:55
От ВВЭР-1000 после выдержки вывозятся в ХОТ-1,
Вот зал ХОТ-1.

ХОТ-1 = это Железногорск?

Цитата: Дозик от 14.03.2011 21:39:35
Я имел ввиду, что пока основная масса активности - это ИРГ (типа Xe-133,135). А это означает, что в основном преобладает разгерметизация типа "газовая неплотность" и твэлы, в основном, не повреждены.

Какая там "газовая неплотность" когда твэлы периодически то огаляются то заливаются водой. Да и колоссальное количество водорода указывают на паро-циркониевую реакцию. Давно там все твэлы затрещали.
Потом взаимодействие ракалённых твэлов с морской водой, кто нибудь просчитывал, я думаю что ничего хорошего ни насчитаешь.

Для справки для реакторов BWR содержание хлоридов в теплоносителе не должно превышать 0,1. мг/кг.

03:46 15 March
BREAKING NEWS: Work resumes to inject seawater into troubled reactor unit: TEPCO

снова начали заполнять 2й реактор водой. видимо решили проблемы

ЗЫ ща надо ждать очередного фейрверка? в прошлые разы как раз после закачи и вентиляции бухало.
правда писали что взрывом 3го блока повредило корпус 2го и водород будет сам уходить

Цитата: BarBoss от 14.03.2011 20:43:41
Точнее будет так - трансформатор работающий на более высокой частоте предъявляет повышенные требования к качеству магнитопровода. А запас по индуктивности (и по насыщению магнитопровода) достаточный у обоих.

Ну так шихтовка под 60 Гц как раз и понимает или лист потоньше, или удельное сопротивление повыше - качество .

Цитата: plazma
Давайте посчитаем: Пусть 0,3%.
Номинальная мощность типичного блока - 1 ГВатт по электричеству. Учитывая КПД в 40% - 2,5 ГВатта тепловой.
2,5 * 0,003=7,5 МВатт. Много это или мало?
Типичный 2-х килловатый чайник кипятит 2 литра воды за 6 минут.
7,5 МВатта вскипятят 1 литр за 0.048 секунды, или 20 литров в секунду. 1,2 тонны в минуту.
Где эти гигантские клубы пара? Их нет.
Т.е. либо реакторы охлаждаются проточной водой (а значит не должно было быть проблем с термохимическим выделением водорода, но есть коллосальные проблемы с радиоктивными водами), либо реакторы сухи как прокладка и медленно плавятся, либо что-то посередине.
Термохимическое разложение водорода - признак температур порядка 1300-2000 гр. Цельсия.

Недостатки расчета:
1. Не надо путать мощность при состояниях работы "блок на мощности" и "холодный останов". Это абсолютно разные цифры.
2. Охлаждение реактора может проводиться как и охлаждением топлива, так и охлаждение самого корпуса. Во втором случае активность отходов минимальна.
3. Учитывайте давление в корпусе реактора - это очень хорошо понижает парообразование, но в данном случае сама конструкция реактора мешает - реактор кипящий.
4. Термохимическое разложение здесь не при чем. Это пароциркониевая реакция. Необходимо добавить, что и без этой реакции в реакторе за счет радиационного излучения образуется достаточное кол-во водорода и кислорода для того чтобы начать их учитывать и бороться с их существованием.

Цитата: москвич от 14.03.2011 21:46:15
ХОТ-1 = это Железногорск?

Он самый.

Цитата: ДядяВася
Не совсем понял, что такое АМБ, но если это лодочные реакторы, то их на "Маяке" перерабатывают, а не хранят.

АМБ предок РБМК. И вообще советую сначала помучить гугл, а потом уж делать выводы.

Цитата: Northwood3400
и спускают остатки(средней и низкой активности) в озерцо > в речку
и длиться это уже лет 60... и ничё "никто не умер"

В речку уж лет 55 по крайней мере не спускают, а в озеро уже тоже давно. Если посмотреть по Googl Map, то от озера немного осталось - засыпают.

Цитата: Gerst от 14.03.2011 22:05:19
.
2. Охлаждение реактора может проводиться как и охлаждением топлива, так и охлаждение самого корпуса. Во втором случае активность отходов минимальна.

Второй случай предполагает гарантированное расплавление топлива и выход всех осколков под колпак реактора.
А что будет самим топливом х.з.

Цитата: ДядяВася от 14.03.2011 22:12:35
Второй случай предполагает гарантированное расплавление топлива и выход всех осколков под колпак реактора.
А что будет самим топливом х.з.

Бррр... да ничего он не гарантирует.
Теплоноситель в реакторе есть. Стержни СУЗ на концевиках. Эти два условия 100% выполняются. Иначе - бабах.
Куда именно и в каких объемах они льют воду - ХЗ. Но то, что льют по обоим направлениям точно. Все дело в объемах.
Прикидывать расплав абсолютно бесполезно. Нет кучи данных. Но в общем - чем дальше, тем легче.

Как только они потеряли САОЗ вопрос сохранения для эксплуатации блока уже точно не поднимается. Сейчас они стараются довести ситуацию до результатов аварии на TMI.

Цитата: Gerst от 14.03.2011 22:19:54
Бррр... да ничего он не гарантирует.
Теплоноситель в реакторе есть. Стержни СУЗ на концевиках. Эти два условия 100% выполняются. Иначе - бабах.
Куда именно и в каких объемах они льют воду - ХЗ. Но то, что льют по обоим направлениям точно. Все дело в объемах.
Прикидывать расплав абсолютно бесполезно. Нет кучи данных. Но в общем - чем дальше, тем легче.

Как только они потеряли САОЗ вопрос сохранения для эксплуатации блока уже точно не поднимается. Сейчас они стараются довести ситуацию до результатов аварии на TMI.

да кто их там поймет - стержни то оголяются то нет,
то датчики врут-  хз короче.
вполне вероятно дырки есть в контуре, а может и нет, как справятся - так узнаем, может быть  ;)

а вот стержни СУЗ на концевиках - это да, иначе уже был бы результат

Цитата: Gerst от 14.03.2011 22:19:54
Куда именно и в каких объемах они льют воду - ХЗ.

вот-вот. а это, в свою очередь, говорит о том, что они не знают, что сейчас внутри. и.главное, куда эта вода отводится?

Немного из Кесслера, про САОЗ BWR

Цитата: Dobryаk от 14.03.2011 21:09:56
Для работающих с радиоактивными материалами санитарная доза (от страны к стране меняется) 50 миллизивертов за год, но 100 миллизивертов за 5 лет...

Уточнения токмо для.
В России до 2000 года предельная доза была со времен СССР 5 бэр для персонала АЭС группы А (те, кто в зоне работает). МАГАТЭ сильно ругалася, мол, многовато. "Нормы" понизили, до 2 бэр для группы А, ну и для населения соответственно.

Вобщем, с 2000 года, когда сдаем очередной экзамен по РБ, от зубов отскакивают такие цифры (средняя годовая эффективная доза):
- персонал группы А 20 мЗв/год (2 бэра) в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв за год.
- население 1 мЗв/год (0,1 бэра) в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв за год.

Повышенные планируемые дозы - с разрешения соотв. органов (или гл.инж., или директора, в случае аварий - ну там уже свои заморочки).

Интересно, как у японцев с этими цифрами - какие пределы? Где бы поглядеть, мож кто подскажет?

Цитата: Мухо от 14.03.2011 22:28:48
вот-вот. а это, в свою очередь, говорит о том, что они не знают, что сейчас внутри. и.главное, куда эта вода отводится?

бассейна на фото не видно,
в итого в море как вариант

Цитата: balbes от 14.03.2011 22:27:12
да кто их там поймет - стержни то оголяются то нет,
то датчики врут-  хз короче.
вполне вероятно дырки есть в контуре, а может и нет, как справятся - так узнаем, может быть  ;)

а вот стержни СУЗ на концевиках - это да, иначе уже был бы результат

Ну посмотри схему этой пароварки! Уровень теплоносителя будет гулять, но он там есть. И подтверждения этому (взрывы) все видели.
Суть проста:
1. Поимели протечки после аварии, с помощью отсечных их более-мене ликвидировали.
2. Потеряли САОЗ по питанию.
3. Растет давление в корпусе - травим в контаймент. Теряем теплоноситель. Получаем образование водорода - если гдет прибыло, значит где-то убыло. По САОЗ низкого давления (каким чудом ее собрали - не важно) льем в реактор резервные остатки с бором.
4. Контаймент заполнен. Концентрация водорода опасна. Травим всю гадость в атмосферу, ловим детонацию (из-за чего не принципиально).
5. Пункты 3-4 повторяются только вместо хим.обессоленой воды льем океанскую. Тепловыделение снижается ситуация улучшается.

Опубликовали параметры ЯЭУ.
http://www.nisa.meti…0315-1.pdf

топливные таблетки в твэлах сделаны методами порошковой металлургии , то есть попросту спрессованы под хорошим давлением .
непосредственный контакт с водой/паром в течении длительного времени может привести к разрушению таблеточек .
так что если японцы не поторопятся , то загрязнение будет расти расти по экспоненте , т.к. частицы топлива будут выносится водой и паром .
сейчас выходят газовые фракции - газы и йод (сублимирует , сволочь , при таких температурах).

Цитата: Gerst от 14.03.2011 22:54:39
5. Пункты 3-4 повторяются только вместо хим.обессоленой воды льем океанскую. Тепловыделение снижается ситуация улучшается.

ок, тогда возникает вопрос по поводу концентрации хлоридов в реакторе. и какими артефактами это чревато. в спецификации BWR вроде  предельная концентрация Cl упоминается.