Atheist

"Есть, пить, курить и говорить я начал одновременно".

Полный. Если судить по сообщениям, то одно из двух: или у корреспондентов "белочка", или японцам просто понравились фейерверки такого рода.

Угу. На те же грабли в 3-й раз. Идиотизм.

Похоже, им удалось оставить без охлаждения также хранилища отработавшего топлива. Несмотря на, по сравнению со "свежеостановленными" реакторами, низкий уровень остаточных энерговыделений. После чего выпарить воду и перегреть топливо. Если только корреспонденты не перепились до зелёных чёртиков и не гонят пургу насчёт хранилища и 4-го блока (что тоже не исключено). P.S. Я отказываюсь понимать, что у них там происходит, но если судить по доступной "информации", это явно не технари. То ли детский сад на прогулке, то ли дурдом "Солнышко". "Да у них талант!" ( "Очень страшное кино-2" )

Похоже, началось нагнетание истерии: http://www.gazeta.ru/news/lenta/2011/03/15/n_1746177.shtml А как же без них? Сволочи.

Плиать... кажется, зону на 2-м блоке тоже "сожгли". А ещё самураи, маму их за ногу...

Корпуса или контайнмента? Для ВВЭР (PWR) это разные вещи. Контейнмент - это собственно здание реакторного отделения. При эксплуатации и, тем более, при аварии герметично закрывается. Внутренний свободный объём для ВВЭР-1000, в зависимости от модификации, от 60 до 80 тысяч куб.м. Стены - железобетон ("тяжёлый"), монолит, толщина более 2 метров, внутри "в теле" - система натяжных стальных тросов. Изнутри сплошная облицовка из нержавейки толщиной не менее 8мм. Расчетное послеаварийное давление 5 атмосфер (статическое, длительное), при этом утечка воздуха не превышает 0,3% в сутки. Но, по прочностным расчетам, для разрушения стены контайнмента требуется приложить изнутри не менее 8-12 атмосфер (нижняя грань), цифра же 17 атм. ближе к реальности. При возникновении течи первого контура, весь теплоноситель остаётся как раз внутри контейнмента. Затем "подбирается с пола" активными САОЗ, охлаждается в теплообменниках и снова загоняется в 1-й контур. Корпус как таковой разрушиться практически не может (стальной цилиндр внутренним диаметром около 3,8м и с толщиной стенок 22см), разве что если топливо вначале полностью расплавится внутри реактора и постепенно проплавит эллиптическое днище корпуса (толщина днища та же). Но для этого нужно оставить реактор вообще без охлаждения. В зависимости от сценария аварии (с течью или без, и с учетом размера течи), время до начала плавления топлива составит от примерно 1 до 12 часов, а проплавление днища - от 4 часов до суток с момента начала аварии. Причём меньшая цифра - это мгновенный полный поперечный разрыв одного из 4-х главных трубопроводов, с практически мгновенным же выбросом всего теплоносителя из 1-го контура в контейнмент. Течь же 1-го контура (независимо от размера) с работой хотя бы одного канала аварийного охлаждения - вообще проектная авария, реактор просто глушится, в теплоноситель 1-го контура автоматически вводится бор, затем аппарат расхолаживается через ПГ и / или теплообменники САОЗ до температуры менее 100С в корпусе, и на этом всё заканчивается. Это всё касается ВВЭР-1000 3-го поколения. Для станций 4-го поколения (В-4хх) с ПСБ, даже при максимальной течи и без активных систем безопасности, до начала разогрева топлива пройдёт не менее суток - более чем достаточно, чтобы задействовать хотя бы один канал (из 6-ти) любой аварийной системы подпитки. Потеря же теплоотвода в результате полного обесточивания без течи невозможна в принципе - охлаждение реализуется через парогенераторы по замкнутому контуру, за счет естественной циркуляции, без потери котловой воды, в воздушные теплообменники-конденсаторы, и таким образом теплота отводится от активной зоны за пределы гермообъёма. Зависит от интенсивности выброса расплава в шахту (подреакторное пространство), наличия и количества воды внутри защитной оболочки (в шахте реактора) и свободного объёма под оболочкой. В общем, неплотность оболочки образоваться может с высокой степенью вероятности, практически 100%, но выброса топливных масс за пределы шахты реактора не будет. А затем кориум застынет. Правда, гулять в непосредственной близости от такого реактора в момент проплавления корпуса и в течение нескольких недель после - занятие, вероятно, не слишком здоровое.

... впрочем, не такой уж большой, там, внутри шахты реактора, вроде бы предусмотрена барботажная система "ловушек" нуклидов. (Впрочем, нужно будет уточнить детали, т.к. мы с реакторами BWR дела не имеем, в основном с ВВЭР / PWR). И если не наступят в 3-й раз на те же грабли, то, возможно, и водород не "ипанёт".

Людоедка Эллочка.

Подвалило счастьице.

Если даже корпус реактора проплавится, есть возможность охладить расплав топливных масс и внутрикорпусных конструкций (так наз. кориум) вне корпуса, в шахте реактора. Просто подавая туда воду, лучше с реагентами, связывающими иоды и металлы наподобие цезия и стронция. Естественно, пар из-под оболочки придётся сбрасывать в атмосферу, так что некоторого радиоактивного заражения местности избежать при этом не удастся. Но и его можно свести к приемлемому минимуму, как по концентрации, так и по площади (система фильтров, простейший - пропускать парогазовую смесь из-под оболочки через бак с водным р-ром реагентов, связывающих нуклиды, так наз. барботаж). Если только не паниковать и действовать грамотно и исходя из ситуации. Судя по всему, топливо на 1-м блоке расплавлено большей частью или полностью. На 3-м - по меньшей мере частично. На 2-м, возможно, всё ограничится верхушками стержней, если удастся полностью залить топливо водой (лучше с бором). Корпуса реакторов на всех блоках целы, равно как и защитные оболочки на шахтах реакторов. P.S. По поводу предыдущих постов. Пароциркониевая реакция начинается не при 1700К, а при температуре оболочек топливных стержней около или выше 770-750C (или около 1000К). Плавление поглощающих пластин происходит при температуре ~1500..1600C. Плавление топливных оболочек - около 1850С (сплав циркония с незначительной добавкой ниобия, ок. 1%). Самого топлива (UO2) - выше 2800С. Если заливать реактор с уже расплавленными поглощающими пластинами, но ещё целым топливом, водой без бора, может начаться цепная реакция, приводящая к росту температуры в корпусе реактора, но взрыва не будет, т.к. вода немедленно начнёт вскипать и реакция затухнет.Затем установится некое динамическое равновесие - примерно как на заводе по обогащению урана в Токаймуре (Tokaimura) в 1999 году. P.P.S. Кстати, можно набрать в поисковике токаймура 1999. Может оказаться интересным. В частности, по поводу японской культуры безопасности на ядерных объектах.

Рио-де-Жанейро.

Боится сырости.

Да. Что, видимо, и произошло. А водорода там, при полном плавлении зоны и окислении циркония, образуется порядка тонны.

В смысле целостности? Корпуса реакторов - да, гермооболочки (точнее, защитные оболочка шахт реакторов) - тоже. Взрывы произошли внутри здания реактора, но снаружи защитной оболочки. Не страшно, т.к. на этих блоках здание, видимо, не является барьером радбезопасности, просто помещение и не более того. А герметичность контура не требуется, да и быть её, в сущности, не может, иначе не будет теплоотвода. По крайней мере в пароводяном режиме, каковой является нормальным эксплуатационным для BWR.

Развлекушечки.

Гробовых дел мастер.

Это скорее уже не насосы САОЗ, а ГЦН. Или суммарная мощность вообще всех аварийных насосов и по всем каналам, коих (каналов) на любом блоке не менее 3-х - по нормам МАГАТЭ, с учетам так наз. "принципа единичного отказа" для ПА.

Даже для блока электрической мощностью 1-1,5 ГВт (а там меньше), и даже менее чем через 1-2 часа после глушения реактора (а там много больше), всё равно аварийной подпитки 150 куб.м / час более чем достаточно для отвода остаточных энерговыделений и поддержания уровня. Пусть даже противодавление в контуре 100 кгс/кв.см. (реально меньше, это вообще верхний предел для корпуса BWR, и то если решили блок не расхолаживать, а зачем-то держать в "горячем останове"). Простейшая оценка показывает: насосам более 500-600 кВт никак не потребуется, даже с учетом к.п.д. самого насоса около 40%. Это - максимум. Если же брать более реальные цифры, то 250-300 кВт на блок достаточно. А то и меньше, с учетом снижения остаточных энерговыделений. Море - хреновый вариант. После контур от соли едва ли отмоешь, топливо - точно "на выброс", да и коррозия. Но всё ж лучше, чем плавить зону.

Ветка о катаклизмах во "флудилке" - то, что касается Фукушимы и охренительной инженерно-технической "одарённости" японцев.

Тележка на воздушной подушке.

Вот-вот. "Ветер дует потому, что деревья качаются". :D

Извозчик.

Жизнь, как затяжной прыжок из вагины в могилу