Mars 2011: Kärnkraftverket i Fukushima - utbruten och sammanfogad tråd

Vad säger du om denna förklaring från nätet :

"Hot water vapor has been released daily by each of the four Fukushima Daiichi nuclear power plants since the accident. We believe that is one of the reasons TEPCO placed covers over Daiichi 4 and 1. Sometimes the steam [hot water vapor] is visible and sometimes it is not"

"While the reactor can stop generating the actual nuclear chain reaction, the atoms left over from the original nuclear chain reaction continue to give off heat that is called the decay of the radioactive rubble (fission products). The heat from this ongoing decay of radioactive rubble is constantly releasing moisture (steam) and radioactive products into the environment. The radioactive decay is gradually slowing down, as fission products decay away. The cold moist winter air at this time of year is making steam from the ongoing decay easily visible."

"How much radiation is escaping? When Unit 3 was operating, it was producing more than 2,000 megawatts of heat from the nuclear fission process (chain reaction in the reactor). Immediately after the earthquake and tsunami, it shut down and the chain reaction stopped, but Unit 3 was still producing about 160 megawatts of decay heat. Now, 30 months later, it is still producing slightly less than 1 megawatt (one million watts) of decay heat."

Härden i reacktor 3 borde producera i storleksordning 400-600 kW restvärme just nu. Problemet är att härden ligger i källaren (drywell) eller i reaktortanken. Då TEPCO och internationella experter misstänker att en hel del bränsle finns kvar i reaktortanken (till och med oskadat bränsle stående på härdgallret) och genererar värme där. Denna restvärme leds förmodligen ut av något av reaktorns SI-rör som någonstans är exponerat för regnvatten, då ångan bara dyker upp efter att det har regnat. Ingen radioaktivitet har mätts upp i denna ånga.

Vem eller vad du citerar har jag ingen aning om men jag tror nog mer på de ingenjörer som faktiskt har lite anläggningskännedom när de postulerar möjliga förklaringar om vad som pågår. Att värmeförluster skulle ske är inga konstigheter...

Jag tror dig inte då mitt hus drar 25000KWh/år. Menar du per sekund eller nanosekund, per timme/år eller något annat?

Bra skrivet, men jag missförstår dig något. Men med SI rör menar man väl oftast borimpumpningen, där torde inget vatten kunna ledas ut ur tanken utan enbart in. Så fungerar det åtminstone i BWR reaktorer.

Den enda kylkedjan som eventuellt kan fungera är ju om man kan ta vatten från nedre drywell, köra igenom en värmeväxlare och sedan strila det över de bränsleelement som eventuellt står kvar i reaktortanken.

Gällande ångan så är det ju inte omöjligt att något av de rör som används inte har isolering mot väder och vind. Det kan ju i värsta fall till och med vara så att reaktortanklocket inte är kylt. I vilket fall skulle ånga mot reaktortanken om den nu är "varm" kunna skapa denna ånga. Oavsett vad så är denna ångan i detta läge 2 år efteråt ofarlig.

Läs enheten en gång till så förstår du nog.


Du är säkert något på spåren, jag är ingen BWR:are. Men du har ju flera in och ut-matningar ur en reaktortank, SI-system förknippar jag med både härdstril, borinpumpning, har man ackumulatorer på BWR (?), härdnödkylning och resteffektsystem...eller?

Ha ha, du ska nog inte anmärka på någons angivande av enheter, ZAIZAI använde helt korrekt enhet och kW ska aldrig anges per tidsintervall.

SI-systemet är alltså "safety injection" och jag hade väl också inkluderat både härdstril, annan nödkylvatteninsprutning och borsyrainjektion i det begreppet men det gör tydligen inte NRC, i deras vokabulär avser "safety injection" bara borsyrainjektionen, se http://www.nrc.gov/reading-rm/basic-ref/glossary/safety-injection.html Man ska nog inte ta deras terminologi för lag utan SI kan säkert avse de andra systemen med beroende på vem man frågar.

Ackumulatorer vet jag inte vad du menar med här (du menar säkert inte elektriska batterier), ångackumulatorer har de ju inte (och det brukar ju inte finnas på PWR heller) men de andra systemen du nämner är gemensamma för BWR och PWR, i alla fall de konstruktioner jag har sett. Tja, borsyrainjektionen används ju hos PWR lite även under normal drift fast man har möjlighet att köra in mycket mer för att nödstoppa reaktorn.

Ackumulatorer kallas de tankar med vatten med kvävgaskudde som är kopplade till reaktortanken (tror det bara är på PWR) via backventiler. De skyddar härden vid stora rörbrott genom att kvävgastrycket skickar in vattnet i reaktorn om trycket i reaktorsystemet skulle sjunka.

Jag glömde nämna hjälp-MAVA och huvud-MAVA (MAVA=matarvatten) men dessa torde ju vara isolerade. Det skulle också kunna vara exponerade isolerventiler på huvudångledningar som är exponerade för väder och vind, det skulle ju kunna vara varma, särskilt om det finns oskadat bränsle kvar i reaktorn, de är ju också rätt stora...

Du talar om 3,5 Bq/l i hamnen. Men det är inte säkert att vi vet om detta är korrekt.

Idag meddelar Asahi Shimbun att TEPCO mellan juni och november 2013 av någon anledning underlåtit att offentliggöra 140 mätningar i grundvatten och i hamnen:

TEPCO withheld Fukushima radioactive water measurements for 6 months

I brunnarna vid turbinbyggnaderna mot havssidan uppmätte TEPCO den 19 juni 500 000 Bq/l tritium och 1000 Bq/l strontium.

TEPCO withheld data on contaminated well water for weeks

Jag är BWRare, dock är jag ju expert på Aseas reaktorer och inte GE, även om man fått mycket inspiration från dom.

Vad jag snabbt kan googla fram är följande att man använder sig av en del av ECCS (Emergency Core Cooling System), hjälpkylvattensystemet och använder sig av "core spray line". Det vill säga någon form av strilsystem. Jag antar att det är motsvarigheten till lågtryckshärdstrilsystemen vi har i Sverige. Dessa system är dock bara gjorda för att hålla nivån i tanken. Frågan är då hur man plocka ut vattnet därifrån igen. En gissning är att man kan ta vatten från wetwell via ECCS och in i reaktortanken, genom reaktortankbotten och sedan går det ner i wetwell igen via drywell på något vänster (Förstår ej uppbyggnaden av mark-1 inneslutningar fullt ut då vi ej har sådana i sverige). I ECCS systemet torde det finnas en värmeväxlare som gör att temperaturen håller sig under 100 grader. Så hade det åtminstone fungerat i en liknande situation på en svensk BWR reaktor. Det vatten man lagrar bör vara sådant vatten som normalt hade gått till avfallsbyggnaden på ett svenskt verk.

Även om man nu haft en feed and boil lösning. Det vill säga att man enbart valde att hålla nivån i reaktortanken, drywell och wetwell så hade den ånga som bildats knappt varit farlig under förutsättning att det bränsle som finns är underkritiskt.

Den ånga som eventuellt bildas torde som tidigare nämnt komma vid kontakt mellan regnvatten och ett från väder oskyddat rör i ECCS systemet.

Mja, undrar vart grundvattnet så nära kustlinjen tar vägen och undrar hur mycket av det som filtreras av berggrunden? Som sagt, även om det går direkt ut i havet så blir utspädningen såpass att i hamnbassängen vid kraftverket endast går att mäta en handfull Bq/l. Vad blir då koncentrationen en mil bort? 100 mil bort? 1000 mil bort?

Halveringstiden på strontium är ju rätt snabb, (månadsskalan) så det torde inte vara några större problem för allmänheten. Andelen tritium pekar troligen på att man haft problem med att pumpa in bor i reaktorn och sedan ta hand om eventuella läckage av bor. Det man dock snabbt skall komma ihåg är att om det sprids ut i havet så kommer halterna kraftigt att minska per volymenhet.

Fattar inte, var vänlig förklara.