Будут ли атомные взрывы на японских АЭС?

[Nikola]

Там меньше. И сам реактор меньше (первый блок 1400 МВт тепловой мощности, остальные 2400). В первый момент после заглушения мощность составляет где-то 6% номинала, но быстро падает, через час уже там процента два (а первый час охлаждение было нормальным). Так что, мощность там была от силы МВт 30 на первом блоке и 50 на втором, может и поменьше.

Не понял, вроде ж было 0,7+1+1 ГВт эл. :shock: А КПД там хиленькое, бо реактор слабо греет, я его посчитал в 30%. Насчет 6% остаточного - то надо ж знать предисторию ТВЭЛов. Я например не знаю.
Что и когда там было нормальным я склонен считать враньем. Все долго было нормальным и бац - полный абзац.  

Для сравнения время расхолаживания 90 МВт-ого реактора в среднем 6 часов.

В среднем от чего, от нормального в соответствии с инструкцией? Можно намного быстрее, только потом остатки реактора прийдется выбросить. На что японцы ориентировались совершенно не понятно - на нормальное расхолаживание или "любой ценой".
Вообще гложет мысль: а вдруг реактор действительно заглушили не полностью?

[lll]

Вообще стоит прочесть первый пресс-релиз, сразу после землетрясения
http://www.tepco.co.jp/en/press/corp-com/release/11031102-e.html
там НЕ написано вообще ничего про заглушку реакторов, более того, наоборот, написано, что в соответствии с законом они должны сообщить о том, что случилось (ситуация с уровенем опасности 1), а сообщать они обязаны, если (А) ядерный реактор НЕ может быть заглушен и (В) если преврана подача воды в реактор. Причем они об этом сообщают, потому что дизели остановились. И далее что собирается компания делать – выяснять почему дизели встали и работать над их (дизелей) восстановлением.
Как раз наоборот. Никто ничего не глушил. А то, что, якобы заглушили (автоматически) – уже позже они сообщали, причем нигде не сказали, произошло ли толком это заглушение. А система безопасности подразумевает и ручное глушение. А автоматическое только в случае полной потери внешнего питания. А тут, опять, млин, по-японски хитро написано, что потеряли внешнее питание по одной из двух систем, что должно вести к автоматическому не глушению, нет, а к автоматическому запуску дизель-генератора, причем говорится, что, якобы, все блоки отдавали максимальную расчетную электроэнергию (конечно, разве можно глушить)

А вы тут считаете - сколько воды выкипит, почему водород....
да ничего страшного - просто легкие конструкции повредило

[lll]

я не могу думать - нет достаточной информации

если бы они не заглушились то в первый же день потекли бы и людей как две недели там не было бы вообще, а амеры на своем побережье мед. лагеря разворачивали.

удивительно как Вы точно знаете, что делают амеры

[Sigmoid]

Не понял, вроде ж было 0,7+1+1 ГВт эл. :shock: А КПД там хиленькое, бо реактор слабо греет, я его посчитал в 30%. Насчет 6% остаточного - то надо ж знать предисторию ТВЭЛов. Я например не знаю.

Во всех источниках, что я видел, пишут: 1 блок - BWR-3, около 450  МВт электрических, в трех остальных  BWR-4, 760 МВт. 1 ГВт был на 6 реакторе, но тот в момент аварии был не загружен.
6% это оценка сверху, если реактор работал недолго то будет меньше. Вроде говорят перезагрузка осенью была.

В среднем от чего, от нормального в соответствии с инструкцией? Можно намного быстрее, только потом остатки реактора прийдется выбросить. На что японцы ориентировались совершенно не понятно - на нормальное расхолаживание или "любой ценой".
Вообще гложет мысль: а вдруг реактор действительно заглушили не полностью?

Тогда был бы Чернобыль.
Думаю, все же нормально заглушили. Землетрясение не таким уж сильным было, если бы не цунами (или дамба повыше) то все бы обошлось.

Хронология примерно такая. В момент землятресения реакторы были остановлены автоматикой и включились дизели. Через час пришло цунами, и смыло дизели. По некоторым данным, еще на несколько часов хватило аккумуляторов (мне довольно сомнительно, какая же емкость должна быть у аккумуляторов, но таки данные попадались). Потом еще несколько часов выкипала вода из активной зоны. После обнажения ТВЭЛов температура их резко повышается, начинается пароциркониевая реакция с выделением водорода (отсюда взрывы на всех 4 реакторах), а там и до плавления недалеко. То что плавление было, уже никто не сомневается. Более того: на форуме атоминфо большинство специалистов склоняются к мысли что расплав активной зоны ("кориум", как его называют) УЖЕ прожег корпус как минимум одного реактора. (Помните клубы белого дыма над станцией, про который никто не знал откуда он берется, и после которого персонал срочно убрали из за радиации? Вот это и был выход кориума в воду.)

[Sigmoid]

Вообще стоит прочесть первый пресс-релиз, сразу после землетрясения
http://www.tepco.co.jp/en/press/corp-com/release/11031102-e.html
там НЕ написано вообще ничего про заглушку реакторов, более того, наоборот, написано, что в соответствии с законом они должны сообщить о том, что случилось (ситуация с уровенем опасности 1), а сообщать они обязаны, если (А) ядерный реактор НЕ может быть заглушен и (В) если преврана подача воды в реактор. Причем они об этом сообщают, потому что дизели остановились. И далее что собирается компания делать – выяснять почему дизели встали и работать над их (дизелей) восстановлением.
Как раз наоборот. Никто ничего не глушил. А то, что, якобы заглушили (автоматически) – уже позже они сообщали, причем нигде не сказали, произошло ли толком это заглушение. А система безопасности подразумевает и ручное глушение. А автоматическое только в случае полной потери внешнего питания. А тут, опять, млин, по-японски хитро написано, что потеряли внешнее питание по одной из двух систем, что должно вести к автоматическому не глушению, нет, а к автоматическому запуску дизель-генератора, причем говорится, что, якобы, все блоки отдавали максимальную расчетную электроэнергию (конечно, разве можно глушить)

А вы тут считаете - сколько воды выкипит, почему водород....
да ничего страшного - просто легкие конструкции повредило

Реактор нельзя заглушить "не полностью". Если коэфициент размножения нейтронов меньше 1, то будет почти мнговенный останов, если больше, 1 то такой же мгновенный разогрев и взрыв. (как в Чернобыле). Кроме того, реакторы водо-водяные. Вода является замедлителем, если она выкипит - реактор остановится и без всякой защиты.

Вообще, любой реактор имеет обратную связь (кажется, это называется "отрицательный коэффициент реактивности"):  увеличение мощности приводит к уменьшению K, а это приводит в свою очередь к падению мощности. Чернобыль рванул именно потмоу, что в том реакторе, в некоторых, весьма редких ситуациях, отрицательный коэффициент сменялся на положительный: рост мощности приводил к росту K.

А автоматическое только в случае полной потери внешнего питания.

Даже в Чернобыле, 25 лет назад, предусмотрено было глушение по целому ряду параметров (не один десяток).

[STS]

Вообще стоит прочесть первый пресс-релиз, сразу после землетрясения
http://www.tepco.co.jp/en/press/corp-com/release/11031102-e.html

вы сами то читали?
там конкретно написано -  automatically shutdown

[Salo]

Вообще стоит прочесть первый пресс-релиз, сразу после землетрясения
http://www.tepco.co.jp/en/press/corp-com/release/11031102-e.html
там НЕ написано вообще ничего про заглушку реакторов, более того, наоборот, написано, что в соответствии с законом они должны сообщить о том, что случилось (ситуация с уровенем опасности 1), а сообщать они обязаны, если (А) ядерный реактор НЕ может быть заглушен и (В) если преврана подача воды в реактор. Причем они об этом сообщают, потому что дизели остановились. И далее что собирается компания делать – выяснять почему дизели встали и работать над их (дизелей) восстановлением.
Как раз наоборот. Никто ничего не глушил. А то, что, якобы заглушили (автоматически) – уже позже они сообщали, причем нигде не сказали, произошло ли толком это заглушение. А система безопасности подразумевает и ручное глушение. А автоматическое только в случае полной потери внешнего питания. А тут, опять, млин, по-японски хитро написано, что потеряли внешнее питание по одной из двух систем, что должно вести к автоматическому не глушению, нет, а к автоматическому запуску дизель-генератора, причем говорится, что, якобы, все блоки отдавали максимальную расчетную электроэнергию (конечно, разве можно глушить)

А вы тут считаете - сколько воды выкипит, почему водород....
да ничего страшного - просто легкие конструкции повредило

Система аварийной защиты реактора (по материалам сайта ЛАЭС)

Система аварийной защиты реакторной установки по технологическим параметрам (АЗРТ), формирующая сигналы защиты, является функциональным звеном системы управления и защиты (СУЗ) реакторной установки и классифицируется как управляющая система безопасности.

Основными функциями АЗРТ являются:

    измерение с заданной точностью и с необходимой надежностью технологических параметров реакторной установки, однозначно характеризующих возникновение аварийных ситуаций;

    формирование дискретных сигналов, соответствующих достижению измеряемым параметром величины уставки;

    первичная логическая обработка дискретных сигналов и передача в логическую часть СУЗ обобщенных сигналов на срабатывание аварийной защиты.

Реакторы РБМК оснащены следующими типами аварийных защит:

    БАЗ — снижение мощности реактора с максимальной скоростью до полного заглушения;

    аварийная защита АЗ-5 — снижение мощности реактора всеми стержнями СУЗ до полного заглушения;

    аварийная защита АЗ-2 — автоматическое снижение мощности реактора до 50% Nнom;

    аварийная защита АЗ-1 — автоматическое снижение мощности реактора до 60% Nнom.

1) БАЗ формируется по следующим причинам:

    превышение заданной скорости изменения мощности;

    превышение уровня заданной мощности;

    повышение избыточного давления смеси газов в полости реакторного пространства по двум из трех приборов по любой из трех точек контроля (верхние и нижние трубы парогазовых сбросов, средняя точка фистульного канала);

    повышение давления в помещениях ВК, ПВК, опускных трубопроводов по двум из трех приборов;

    воздействие оператора на ключ БАЗ.

2) Аварийная защита АЗ-5 формируется по следующим причинам:

    все причины срабатывания БАЗ;

    наличие сигналов, требующих срабатывания АЗ-1, 2 и неисполнение алгоритмов их срабатывания из-за неисправности СУЗ;

    отключенное состояние одного из двух, двух из трех или трех из четырех работающих ГЦН в любой насосной;

    снижение расхода воды в контуре МПЦ по факту снижения расхода через три из четырех, через два из трех или через один из двух работающих ГЦН в любой насосной по двум из трех приборов, контролирующих расход через каждый ГЦН;

    исчезновение напряжения на всех секциях рабочего электропитания собственных нужд станции 6 кВ;

    снижения уровня в БС по любому из двух приборов каждого БС на одной половине контура МПЦ при подтверждении снижения по любому прибору другого БС этой же половины;

    повышение уровня в БС по двум из четырех приборов разных БС одной половины контура МПЦ;

    снижение уровня в аварийном баке СУЗ по двум из трех приборов;

    снижение давления в раздающем коллекторе СУЗ по двум из трех приборов;

    снижение расхода в раздающий коллектор СУЗ по двум из трех приборов;

    повышение давления в БС по любому из двух приборов одной половины контура МПЦ с подтверждением превышения уставки по давлению по любому из двух приборов другой половины;

    отключение двух ТГ или единственного работающего ТГ по факту закрытия двух из четырех стопорных клапанов или главных паровых задвижек и их байпасов обеих турбин;

    снижение расхода питательной воды по двум каналам из четырех одной половины контура МПЦ;

    разгрузка двух турбогенераторов по факту снижения давления пара за стопорно-регулирующими клапанами двух турбогенераторов по двум из трех приборов на каждой турбине;

    снижение уровня воды в гидроблоках САОР по двум из четырех приборов;

    воздействие оператора на ключ АЗ-5.

3) Аварийная защита АЗ-2 формируется по следующим причинам:

    отключение одной из двух работающих турбин по факту закрытия двух из четырех стопорных клапанов турбины при мощности реактора более 50% Nнom;

    разгрузка одной из двух работающих турбин по факту снижения давления пара за стопорно-регулирующими клапанами по двум из трех приборов при мощности реактора более 50% Nнom.

4) Аварийная защита АЗ-1 формируется по следующим причинам:

    снижение уровня в БС по любому из двух приборов каждого БС на одной половине контура МПЦ при подтверждении снижения от любого прибора другого БС этой же половины при мощности реактора более 60% Nнom;

    повышение уровня в БС по двум, из четырех приборов разных БС одной половины контура МПЦ при мощности реактора более 60% Nнom;

    отключенное состояние двух из четырех или одного из трех работающих ГЦН в любой насосной при мощности реактора более 60% Nнom;

    снижение расхода питательной воды по двум каналам из четырех одной половины контура МПЦ при мощности реактора более 60% Nнom;

    снижение расхода воды в контуре МПЦ по факту снижения расхода через два из четырех или через один из трех работающих ГЦН в любой насосной по двум из трех приборов контролирующих расход через каждый ГЦН при мощности реактора более 60% Nнom;

    при формировании команды на включение автоматического закрытия дроссельно-регулирующих клапанов ГЦН на любой половине контура МПЦ.

Кроме обобщенных сигналов в СУЗ, АЗРТ формирует сигналы на приведение в действие систем безопасности (система аварийного охлаждения реактора, дизель-генераторы и др.) и технологических систем нормальной эксплуатации важных для безопасности (оборудование контура охлаждения СУЗ, газового контура и др.).

Регламентом по эксплуатации определен порядок ввода и вывода всех аварийных защит, который обеспечивается техническими и организационными мерами.

При операциях по вводу-выводу защит формируется светозвуковые сигналы на специальном табло блочного щита управления, которые фиксируются в системе контроля СКАЛА. Несанкционированный доступ к устройствам ввода-вывода защит и блокировок исключен техническими средствами.

[Старый]

ещё никто не показал, что реакторы заглушились

Если бы реакторы не заглушились то это давно бы уже было видно невооружённым глазом.

[korund]

Реактор нельзя заглушить "не полностью". Если коэфициент размножения нейтронов меньше 1, то будет почти мнговенный останов, если больше, 1 то такой же мгновенный разогрев и взрыв. (как в Чернобыле). Кроме того, реакторы водо-водяные. Вода является замедлителем, если она выкипит - реактор остановится и без всякой защиты.

Редкостная чушь
Интересная мысль: "выкипающая вода" мгновенно останавливает реактор поддерживающий цепную реакцию в процессе своей работы.....

[OlegN]

ЦР ...она давно идёт ..в недрах, без "больше единицы" ....СЦР - хреново

[Sigmoid]

Реактор нельзя заглушить "не полностью". Если коэфициент размножения нейтронов меньше 1, то будет почти мнговенный останов, если больше, 1 то такой же мгновенный разогрев и взрыв. (как в Чернобыле). Кроме того, реакторы водо-водяные. Вода является замедлителем, если она выкипит - реактор остановится и без всякой защиты.

Редкостная чушь
Интересная мысль: "выкипающая вода" мгновенно останавливает реактор поддерживающий цепную реакцию в процессе своей работы.....

В чем чушь?

[korund]

Реактор нельзя заглушить "не полностью". Если коэфициент размножения нейтронов меньше 1, то будет почти мнговенный останов, если больше, 1 то такой же мгновенный разогрев и взрыв. (как в Чернобыле). Кроме того, реакторы водо-водяные. Вода является замедлителем, если она выкипит - реактор остановится и без всякой защиты.

Редкостная чушь
Интересная мысль: "выкипающая вода" мгновенно останавливает реактор поддерживающий цепную реакцию в процессе своей работы.....

В чем чушь?

Извиняюсь перепутал типы реакторов...

[Антип Од]

Прошу прощения за оффтоп, но есть ли какой либо приличный способ сравнения доз в рентгенах и зивертах? Сильно умных прошу не набрасываться, я соображаю, что никакого коэффициента пересчета быть не может. Но, может, приблизительный коэффициент есть конкретно для аварий на АЭС? Допустим, товарищ в радиоактивной воде не купается, имеет респиратор, сапоги и фуфайку. Получает, преимущественно, гамма-кванты.

Насколько я понимаю, если индивид за пару дней схватит 50 рентген, то с ним будет примерно то же самое, как если бы он схватил 5 зивертов. То есть 1 зиверт грубо равен 10 рентген?

Просто по Чернобылю много инфы в рентгенах, а по Фукусиме все в Зивертах.

[Дмитрий Виницкий]

Вы путаете тёплое с мягким

[Татарин]

Прошу прощения за оффтоп, но есть ли какой либо приличный способ сравнения доз в рентгенах и зивертах? Сильно умных прошу не набрасываться, я соображаю, что никакого коэффициента пересчета быть не может.

100 БЭР (Биологический Эквивалент Рентгена) равны 1 зиверту. Поскольку абсолютное большинство доз в рентгенах не содаржат указаний - то ли это была экспозиционная доза, то ли полученая, то ли с учётом биологических коэффициентов... считайте просто, что 100Р = 1Зв. Хоть это и неверно в общем случае.

Зиверты в рентгены переводить совсемм некорректно (но всё равно переводят, так что уж там , коэфициент обратный, 1/100.

[Sigmoid]

Прошу прощения за оффтоп, но есть ли какой либо приличный способ сравнения доз в рентгенах и зивертах? Сильно умных прошу не набрасываться, я соображаю, что никакого коэффициента пересчета быть не может. Но, может, приблизительный коэффициент есть конкретно для аварий на АЭС? Допустим, товарищ в радиоактивной воде не купается, имеет респиратор, сапоги и фуфайку. Получает, преимущественно, гамма-кванты.

Насколько я понимаю, если индивид за пару дней схватит 50 рентген, то с ним будет примерно то же самое, как если бы он схватил 5 зивертов. То есть 1 зиверт грубо равен 10 рентген?

Просто по Чернобылю много инфы в рентгенах, а по Фукусиме все в Зивертах.

1 Зиверт = 100 рентген (или точнее 100 бэр, но для бетта и гамма лучей это одно и тоже)

[Татарин]

Реактор нельзя заглушить "не полностью". Если коэфициент размножения нейтронов меньше 1, то будет почти мнговенный останов,

Да прям, мгновенный...

И интересно, а что тут подразумевается под "остановом"?
СЦР формально прекратится, да, но греться-то он продолжит.

если больше, 1 то такой же мгновенный разогрев и взрыв.

Если б так, реакторами было б невозможно управлять. Есть такой парамент - коэффициент запаздывающих нейтронов. Вот он-то всем и рулит. Постоянные времени там - десятки секунд.

Не надо путать с разгоном на мгновенных нейтронах (вот там даже для тепловых цикл около десятков-сотен мкс, а на быстрых - десятки нс). Там - да, мгновенно, как в бомбе.
Но покуда К не перевалил некоторую границу, разгон может быть делом ме-едленным.

Вообще, любой реактор имеет обратную связь (кажется, это называется "отрицательный коэффициент реактивности"):  увеличение мощности приводит к уменьшению K, а это приводит в свою очередь к падению мощности.

В целом - да.
Даже в бомбе это так.
Вопрос в скорости реакции системы. Отрицательная связь идёт через весьма интерционные и всегда запаздывающие по отношению к нейтронике зоны параметры - типа плотности замедлителя, геометрии ДМ, температуры... Опасность в том, что до того, как вода вскипит и взрывообразно начнёт покидать топливо, будет выделено столько энергии, что хватит и на разрушение реактора, и на дальнейшее раскидывание его топлива и корпуса по площади в километры.

[Sigmoid]

Реактор нельзя заглушить "не полностью". Если коэфициент размножения нейтронов меньше 1, то будет почти мнговенный останов,

Да прям, мгновенный...

И интересно, а что тут подразумевается под "остановом"?
СЦР формально прекратится, да, но греться-то он продолжит.

Ну да, греться он естественно будет продолжать (за счет бета-распада осколков), поэтому и поплавились АЗ. Но СЦР не будет (ведь именно о ней речь шла?)

если больше, 1 то такой же мгновенный разогрев и взрыв.

Если б так, реакторами было б невозможно управлять. Есть такой парамент - коэффициент запаздывающих нейтронов. Вот он-то всем и рулит. Постоянные времени там - десятки секунд.

Ну да, я немного упростил. Процесс не совсем мгновенный (в узком диапазоне). Но все же достаточно быстрый.

Вообще, есть хороший индикатор СРЦ - наличие короткоживущих осколков (с временами жизни меньше суток). Таких вроде как не обнаружено (были сообщения, но не подтвердились)

[lll]

вы сами то читали?
там конкретно написано -  automatically shutdown

Читал, а как же
Вот, про вторую станцию сказано в пресс-релизе от 11-ого
automatically shutdown
и потом сказано
The reactors are maintained at a subcritical condition.
http://www.tepco.co.jp/en/press/corp-com/release/11031104-e.html
в пресс-релизе от 12-ого опять-таки про вторую станцию
Control rods are fully inserted (reactor is in subcritical status)
http://www.tepco.co.jp/en/press/corp-com/release/11031204-e.html
и потом еще  писали, что был сигнал, что стержни не совсем полностью встали, что они перепроверяли, встали ли на место стержни, что реактор(ы) заглушены
http://www.tepco.co.jp/en/press/corp-com/release/11031218-e.html
а вот уже 15-ого числа написали, что cold shutdown
то есть, на второй станции охладили заглушенные реакторы 1100 мегаваттные  (а не несчастные 460 и 784 мегаваттные первой станции)  они охладили до температуры 100 градюС за 4 дня. (и то с заглушением мучились – то встали стержни, то нет, то температура поперла, то давление и сбрасывали по полдря в атмосферу... много было проблем, но всегда писали:
The reactors are maintained at a subcritical condition.
Control rods are fully inserted (reactor is in subcritical status)
cold shutdown
а во всех пресс-релизах про первую станцию только и сказано, что во время землетрясения было автоматическое shutdown и всё, больше ни слова. Причем постоянно льют воду всякую уже сколько дней. А теперь начальник что-то такое упоминает про гипотетическое возобновление цепной реакции.

Вообще вы где-нибудь видели, чтобы про реакторы первой станции было написано , что
reactors are maintained at a subcritical condition?

[STS]

Читал, а как же

перечитайте еще раз, там как раз ответы на ваши вопросы