Последняя сводка о состоянии реакторов на аварийных АЭС в Японии:
[Status of nuclear power plants in Fukushima as of 19:00 March 16 (Estimated by JAIF) - PDF]
Цитата(Snooker @ 16.3.2011, 3:03)
Специалисты на другой ветке и в большинстве уже (еще) спят. Расплав активной зоны дальше реакторной ямы уйти не должен. Там воды много. Если по чуть капать будет в воду то не все плохо. Пиролиз воды до водорода, потом его вспышки. Если проплавит сразу и много и в воду то хороший взрыв за счет закипания и пиролиза + детонация пароводяной водородсодержащей смеси. Тогда развалит окончательно верхнюю часть блока и реактор порвет основательно. А вот если расплав активной зоны+цирконий+конструкционные материалы = корий (кориум) попадает на бетонную подложку реакторной ямы то расчеты говорят, что это очень хреново. Лавинообразная дегидратация бетона, термолиз водяных паров и резкое нарастание давления с можным тепловым взрывом. Из ямы все вылетит метров на 200 в высоту и осядет на расстояние до 5 км. Радиоактивная пыль понесется на расстояния до 150-300 км. Россию не должно затронуть напрямую...
Ядерного взрыва быть не должно, топливо низкообогащенное (вроде 3.8% по 235U) и критмасса вряд ли наберется ввиду отсутствия замедлителителя и большого количества залитого поглотителя нейтронов - борной кислоты.
Ядерного взрыва быть не должно, топливо низкообогащенное (вроде 3.8% по 235U) и критмасса вряд ли наберется ввиду отсутствия замедлителителя и большого количества залитого поглотителя нейтронов - борной кислоты.
QUOTE(Vladiks @ 16.3.2011, 2:32)
1) Выгоревшее топливо содержит всю таблицу Менделеева, причем большинство изотопов каждого элемента. Плутоний и трансплутониевые элементы есть в каждом выгоревшем твэле, больше или меньше - зависит только от глубины выгорания.
2) Подумайте минутку: что легче охладить и заполнить поглотителем нейтронов, пучок стержней (поврежденных или нет, не важно) или расплав (кориум)? Поэтому охлаждать и "травить бором" нужно сейчас, пока это сделать сравнительно легко, а не доводить до ситуации, когда это станет сделать почти невозможно...
Почему это нужно делать? Вообще, есть 4 барьера безопасности: топливная матрица, оболочка твэла, корпус реактора и гермооболочка с соответствующими системами безопасности. максимальные изолирующие свойства - у топливной матрицы, далее они снижаются по цепочке. Т.е. нам важно не допустить разрушения топливной матрицы за счет нарушения теплоотвода, поскольку все остальные барьеры, судя по сообщениям уже рухнули.
3) Давайте не будем "нагнетать". Реакторы сейчас заглушены, а бассейны выдержки - подкритичны. Чернобыльский сценарий теоретически может реализоваться только в одном случае - это критичность в кориуме. В сухом оксиде урана критическое обогащение около - 7% /еще многое зависит от геометрии и общей массы расплава-кориума/, на блоках Фукушима-1, насколько я понимаю, обогащение менее 4%. Т.е. при спечении кориума: не будет замедлителя - не будет и СЦР. Другой вопрос, что замедлитель там будет неизбежно (вода, бетон, еще что-нибудь), просчитать это сейчас абсолютно не реально, поэтому до выпадения расплава из реактора все-таки лучше не доводить...
2) Подумайте минутку: что легче охладить и заполнить поглотителем нейтронов, пучок стержней (поврежденных или нет, не важно) или расплав (кориум)? Поэтому охлаждать и "травить бором" нужно сейчас, пока это сделать сравнительно легко, а не доводить до ситуации, когда это станет сделать почти невозможно...
Почему это нужно делать? Вообще, есть 4 барьера безопасности: топливная матрица, оболочка твэла, корпус реактора и гермооболочка с соответствующими системами безопасности. максимальные изолирующие свойства - у топливной матрицы, далее они снижаются по цепочке. Т.е. нам важно не допустить разрушения топливной матрицы за счет нарушения теплоотвода, поскольку все остальные барьеры, судя по сообщениям уже рухнули.
3) Давайте не будем "нагнетать". Реакторы сейчас заглушены, а бассейны выдержки - подкритичны. Чернобыльский сценарий теоретически может реализоваться только в одном случае - это критичность в кориуме. В сухом оксиде урана критическое обогащение около - 7% /еще многое зависит от геометрии и общей массы расплава-кориума/, на блоках Фукушима-1, насколько я понимаю, обогащение менее 4%. Т.е. при спечении кориума: не будет замедлителя - не будет и СЦР. Другой вопрос, что замедлитель там будет неизбежно (вода, бетон, еще что-нибудь), просчитать это сейчас абсолютно не реально, поэтому до выпадения расплава из реактора все-таки лучше не доводить...