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Diskussion:Nuklearkatastrophe von Fukushima

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Quellensammlung

Letzter Kommentar: vor 14 Jahren12 Kommentare8 Personen sind an der Diskussion beteiligt
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laufend aktualisierte Quellen

Zur Archivierung! von veränderlichen Quellen siehe #Quellenrettung - Quellenarchivierung. --78.55.210.224 09:27, 18. Mär. 2011 (CET)Beantworten

Erstquellen (Japan):

Zweitquellen (international):

sonstige technische Informationen:

Presse:

Kommentare:

Einzelquellen

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Reaktortyp

  • United States Nuclear Regulatory Commission http://www.nrc.gov/: Arbeitspapier des "Technical Training Center" zu Prinzip und Aufbau von Siedewasser-Reaktoren, darin u. a. ein Schnittbild des in Fukushima errichteten Typs "Mark I Containment" von General Electric, siehe Seite 16 in http://www.nrc.gov/reading-rm/basic-ref/teachers/03.pdf --Medienbeobachter 13:59, 17. Mär. 2011 (CET)Beantworten
  • IAEA-Präsentation mit technischen Informationen zum Reaktor und zur Lage, 17. März
  • Technisches Ausbildungshandbuch zu Ihrem neuen General-Electric-Kaffeeautomaten BWR/4 --Lax 10:32, 26. Mär. 2011 (CET)Beantworten
    • Teil 1: Einführung, Haupt- und Hilfssysteme (142 S.)
    • Teil 2: Instrumentierung und Regelsysteme, Containment- , Neutronenflussüberwachungs- sowie Anzeige- und Informationssysteme (117 S.)
    • Teil 3: Reaktivitätsregelung, radioaktive Abfallbehandlung und -überwachung, elektrische Systeme und Notkühlung (101 S.)
    • Teil 4: Brauchwasser- und Druckluftsysteme, Reaktorbetrieb, Unterschiede zwischen Reaktoren, Glossar (82 S.)
  • BWR/4 Specifications
  • Ausführliche Darstellung des Mark I, u.a. mit späterer Entwicklung der Anforderungen und technischen Änderungen. (GEH/NEI)--Lax 15:30, 9. Apr. 2011 (CEST)Beantworten
  • Oyster Creek, The World´s Reactor No. 40. Archiviert vom Original am 28. April 2011; abgerufen am 28. April 2011., Aufbauzeichnung Mark I mit BWR/3 oder /2?

Chronologien, Abläufe, Präsentationen

Tepco-Dokumente und -Analysen

Sonstige

Was ist wo? (Positionskarte)

 
Nuklearkatastrophe von Fukushima (Nordteil der Insel Honshū)
Beben am 11.3.2011, Epizentrum
AKW Fukushima
I u.
II
AKW Onagawa
AKW u. WA Tōkai
WA Rokkasho u. AKW Higashidōri
Nordteil der Insel Honshū

Hier eine Übersicht zum Nordteil der jap. Hauptinsel Honshū und den dortigen Kernkraftanlagen (rot: Fukushima I ):

archivierte Diskussionsbeiträge

Formales:

Grundlagen:

Unfallhergang:

Unfallfolgen:

Informationen, die evtl. noch in den Artikel eingearbeitet werden könnten:

Offene Fragen

Letzter Kommentar: vor 14 Jahren1 Kommentar1 Person ist an der Diskussion beteiligt
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  • Welche unmittelbaren Schäden hat das Erdbeben genau verursacht?
  • Welche unmittelbaren Schäden hat die Flutwelle genau verursacht?
  • Wie viele Notstromaggregate welcher Leistung befanden sich wo genau im Anlagenkomplex? Welche sind wann durch welche Ursache ausgefallen? einie der Fragen sind jetzt im Artikel anhand neuer Quellen beantwortet --PM3 22:11, 15. Apr. 2011 (CEST)Beantworten
  • #Frage zur Druckentlastung
  • Warum sah die Explosion von Block 3 so anders aus als bei Block 1?
  • Gab es eine Vorrichtung zum Wasserstoffabbau in den Sicherheitsbehältern (vgl. [1])? Wenn ja, warum funktionierte sie nicht?
  • Waren die beiden fortgespülten Tanks hier tatsächlich die einzigen vorhandenen Treibstofftanks? Was ist in den vier Tanks entlang der Reaktorblöcke?
  • Wie lang waren die vorgesehenen und tatsächlichen Batterielaufzeiten bei den einzelnen Blöcken? Wurden Batterien überschwemmt?
  • Diskussion:Chronik der Nuklearkatastrophe von Fukushima#Offene Fragen

Vokabeln, Abkürzungen, häufige Irrtümer, FAQ

Letzter Kommentar: vor 13 Jahren2 Kommentare1 Person ist an der Diskussion beteiligt
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Dieser Abschnitt dient der Vermeidung der Aufblähung dieser Seite durch Wiederholungen. Diskussionen zu diesen Themen oder Fragen, die hier beantwortet sind, brauchen nicht wiederholt zu werden, auch nicht in Varianten.

  • Containment
    • primary containment = Sicherheitsbehälter
    • secondary containment = Reaktorgebäude, dieses hat Containment-Funktion durch den herrschenden Unterdruck, der durch gefilterte Absaugung aufrechterhalten wird
  • Flutung des Reaktorkerns und/oder des Sicherheitsbehälters gehören zu den vorbereiteten Maßnahmen für auslegungsüberschreitende Unfälle, hier wurde teilweise beides angewandt
  • Kühlung
    • Wie funktioniert das Kühlen über die Kondensationskammern: Wird der Druckbehälter durch Wasserzufuhr gekühlt (oder über Wärmetauscher in den Kondensationskammern)? … Die Wärme kommt über den zur letzten Frage genannten Mechanismus in die Kondensationskammer. Nun muss aber Wasser in den Reaktor nachgespeist werden, sonst fällt, wie geschehen, der Wasserstand. Dies kann aus dem kalten Speisewassertank oder der Kondensationskammer, die nun aber langsam wärmer wird, geschehen. Im störungsfreien Fall würde die Kondensationskammer selbst über die Nachwärmekühlung gekühlt. Wenn der Reaktorwasserstand schon tief und der Reaktor sehr heiß ist, nutzt man die Kernsprüh- oder die Kopfsprüheinrichtung des Reaktorbehälters: der Reaktorinhalt wird geduscht. Vermutlich hier wurde das Meerwasser später eingespeist, das man genommen hat, weil gar nichts anderes mehr da war.
  • Ein Kernkraftwerk, dessen Leitwarte geräumt wird, ist deswegen nicht zwangsläufig steuerungslos. Hierzulande gibt es dazu verbunkerte Notsteuerstellen (entsprechende deutsche Regel: KTA 3904).
  • injection ist in diesem Zusammenhang das engl. Wort für Einspeisung
  • Pumpen
    • Mit welcher Energiequelle funktionierte das Pumpen des Meerwassers über das Feuerlöschsystem? Anscheinend funktioniert es unabhängig von Kühlkreislauf und Notstromaggregaten. … Vermutlich (!!) konventionelle Feuerwehrtechnik, wie sie auch bei uns exisitert: Vorverlegte Rohrleitungen, an die die Feuerwehr ihr genormtes Material direkt anschließen kann. Anfangs Feuerwehrpumpen, später schwereres Gerät. Einspeisung über vorhanende Zugänge zu Core Spray und Feedwater Line, siehe [2] --PM3 03:49, 26. Mai 2011 (CEST)Beantworten
  • Reaktordruckbehälter
    • Wird der Reaktordruckbehälter bei einer Schnellabschaltung (gasdicht) abgeschlossen? … Im Prinzip ist das unabhängig, es kommt auf die auslösenden Bedingungen an. Bei einer Schnellabschaltung wegen Netztrennung ist das beispielsweise nicht sinnvoll. Wie genau die Steuerungssysteme hier bezüglich Bodenbeschleunigungen (Erdbeben) konfiguriert waren, ist nicht klar, wenn man auch vermuten kann, dass bei dieser Intensität in der Tat beides ausgelöst wird. Eine manuelle Auslösung ist auch möglich. Es ist hier aber allerspätestens beim Abfall des Reaktorwasserstands eine Standardbedingung zur Isolation des Sicherheitsbehälters gegeben gewesen. Daneben gibt außerdem jede Menge Ein- und Ausführungen anderer Systeme, die außerdem noch eventuell isoliert werden, was mit unterschiedlicher Priorität geschieht. Die radioaktive Frischdampfleitung macht die Reaktorsteuerung im Zweifel sehr schnell zu (Isolation des Reaktorkerns), die Leitungen der Nachkühlkette nur bei wirklich sehr gutem Grund. Isolation des Reaktorkerns erfordert natürlich außerdem auch die sofortige Abschaltung, die Wärme kann ja nirgends mehr hin.
    • Wenn von "Druck aus dem Reaktor ablassen" die Rede ist, bezieht sich das auf den Druckbehälter oder das Containment? … Eine Druckentlastung ist unter Umständen – und hier waren sie gegeben – für beide erforderlich, um einen Kesselzerknall zu verhindern. Wenn hier davon die Rede war, war aber wohl fast ausschließlich von der Druckentlastung des Sicherheitsbehälters die Rede. Die bedeutet nämlich auch im günstigsten und gefilterten Fall eine geringe Freisetzung radioaktiver Stoffe. Der günstige Fall war hier aber schon nicht mehr gegeben. Daher musste dies abgewogen werden. Die Druckentlastung des Reaktordruckbehälters erfolgt dagegen automatisch über mehrere parallele, daher redundante, Abblase- und Sicherheitsventile direkt in die Kondensationskammer.
  • Feuerlöschsystem: siehe [3] --PM3 00:27, 14. Jun. 2011 (CEST)Beantworten

Quellenrettung - Quellenarchivierung

Letzter Kommentar: vor 13 Jahren11 Kommentare4 Personen sind an der Diskussion beteiligt
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Die meisten der im Artikel zitierten Quellen sind von nur geringer Halbwertszeit (manche werden unter gleicher Überschrift überarbeitet weiter angeboten) und werden später - in der zitierten Form - nicht mehr erhältlich sein. Ich bitte daher alle, die Quellen mit WebCite zu archivieren und den Archivlink mit anzugeben. Dafür bietet sich die Vorlage:Internetquelle an, Für beides gibt es je auch ein Bookmarklet, um aus einem Link schnell den Vorlagentext zu generieren. --78.55.62.114 09:23, 18. Mär. 2011 (CET)Beantworten

Ist WebCite ein üblicher Weg, um Wikipedia-Quellen zu archivieren? --PM3 18:58, 18. Mär. 2011 (CET)Beantworten

Ja. Eigentlich der einzige hier mögliche, denn Archive.org hilft nur für Lanzeitarchivierung, für Websites die älter als ein Jahr sind. Weil es der übliche Weg ist, gib es dafür auch zahlreiche Bookmarklets etwa unter Wikipedia:Browser-Unterstützung#Einzelnachweise / Fußnoten / „<ref>“ nach Vorlage Internetquelle erzeugen --78.55.156.37 20:11, 18. Mär. 2011 (CET)Beantworten

Bitte Quellen von www.kantei.go.jp immer archivieren. Einige Links auf dieser Adresse auf der japanischen Wiki-Seite sind bereits verschwunden!--Foolssanma 14:19, 8. Apr. 2011 (CEST)Beantworten

Kyodo News sind auch schon welche verschwunden, und diverse Zeitungsquellen neigen zu Mutationen. Ich denke dass ALLES archiviert werden sollte. --PM3 16:42, 9. Apr. 2011 (CEST)Beantworten

Archiv-Problemfälle

Manche Quellen wie sueddeutsche.de und heute.de sind nicht direkt mit WebCite archivierbar, da sie als "non-cacheable" markiert sind. Hier kann man sich meist über die Druckansicht behelfen, bei der die Archivierung funktioniert.

Auch bei mehrteiligen Seiten kann die Druckansicht hilfreich sein.

Manchmal spinnt Webcite auch beim Abruf der archivierten Seiten, aber das geht schnell wieder vorüber. [4] [5] --PM3 12:08, 18. Apr. 2011 (CEST)Beantworten

Quellenfehler

  • "Am 19. März wurde die gesamte Bevölkerung von Futaba, auf dessen Stadtgebiet sich die Reaktorblöcke 5 und 6 befinden, nach Saitama umgesiedelt." Die angegebene Quelle behandelt ein anderes Thema, eine neue wird gebraucht. Ich ersetzt jetzt auch mal das "Am" durch "Ab dem", weil ich es mir schwierig vorstelle, 7.000 von Einwohner an einem einzigen Tag umzusiedeln. --PM3 19:23, 12. Mai 2011 (CEST)Beantworten
  • Abschnitt "verletzte Mitarbeiter": Es fehlen Quellen für "da sie keine Schutzstiefel trugen und radioaktives Wasser ihre Schuhe durchnässte" und "Aufgrund der Strahlungsbelastung ihres Urins wurde zudem angenommen, dass sie radioaktiven Wasserdampf eingeatmet hatten." --PM3 15:49, 14. Mai 2011 (CEST) fehlende Schutzstiefel ist jetzt belegt, und das mit dem Wasser in den Schuhen ist logisch; fehlt noch die Sache mit dem Einatmen --PM3 07:46, 15. Mai 2011 (CEST)Beantworten
  • zu Block 4: "Die NISA bezeichnete die Situation von Block 4 als die kritischste von allen Blöcken." In der angegebenen Quelle steht dazu nichts drin, ich habs mal markiert. --PM3 02:28, 17. Mai 2011 (CEST)Beantworten
  • Auswirkungen auf die Atomenergiepolitik in der Europäischen Union: Für die ersten zwei Sätze war eine nicht archivierbare Quelle aus der Süddeutschen angegeben, die mittlerweile kaputt ist:<ref>[http://newsticker.sueddeutsche.de/list/id/1131899 ''Tests für mehr Sicherheit: EU prüft Atomkraftwerke''.] In: ''newsticker.sueddeutsche.de''. Süddeutsche Zeitung, 25. März 2011, abgerufen am 1. April 2011.</ref> --PM3 16:13, 16. Jun. 2011 (CEST)Beantworten

japanisch -> deutsch

Letzter Kommentar: vor 14 Jahren3 Kommentare2 Personen sind an der Diskussion beteiligt

noch ein Übersetzungswunsch

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Kishima, kannst du mir sagen was auf den Tanks auf dem Foto steht? --PM3 02:57, 23. Apr. 2011 (CEST)Beantworten

Hi PM3, tut mir leid für die lange Atempause .. auf den Tanks steht "純水タンク" (Junsui-Tank) = "Reinwasser-Tank (pure water tank)" / "Tank für destilliertes Wasser". Meine Güte, das ist ja ganz schön viel / vermutlich recht teuer. Vermutlich leer ? Grins & Gruß, --Kishima 16:21, 29. Apr. 2011 (CEST)Beantworten
Oops, ich hab deine Antwort erst jetzt entdeckt, vielen Dank! Also ist sind das Kühlwassertanks für die Reaktoren und nicht etwa Treibstofftanks. Anscheinend an Block 5 & 6, also nicht die beiden auf diesem Foto. Hmm. --PM3 14:54, 11. Mai 2011 (CEST)Beantworten

Nochmal ein Bild von Tanks mit einem Übersetzungswunsch: Steht hier wirklich überall "Schweröltank" oder was anderes?? [6] --

Fragen zur Druckentlastung

Letzter Kommentar: vor 13 Jahren52 Kommentare16 Personen sind an der Diskussion beteiligt

Hier muss etwas stehen, damit die Unterabschnitte nicht einzeln archiviert werden.

Übersetzungswunsch

In diesem Video kommt bei etwas nach 1:05:00 ein Anlagenschema ins Bild. Nach links führt ein Strang zur Druckentlastung des Sicherheitsbehälters, der sich dann in drei Stränge teilt. Kann jemand die Beschriftungen dieser Stränge übersetzen, also

  1. die innerhalb des gestrichelten L-förmigen Kastens,
  2. die über „SGTS“,
  3. die über der Pumpe im Strang darüber?

Merci bien --Lax 02:24, 19. Mär. 2011 (CET)Beantworten

Gibt's das in einer höheren Auflösung? Kann nicht sonderlich viel entziffern. --91.32.84.210 01:42, 20. Mär. 2011 (CET)Beantworten
Das ganz unten mit den einfacheren Schriftzeichen (Katakana) heißt vermutlich sowas wie "Rapture Disk". Nur waren Katakana noch nie meine Stärke. Die Wiedergabe ausländischer Begriffe mit der japanischen Schrift ist eher abenteuerlich. --91.32.84.210 02:50, 20. Mär. 2011 (CET)Beantworten
Dann heißt es oder soll wenigstens heißen: rupture disk = Berstscheibe. Bemerkenswert, dass das im Japanischen ein Fremdwort ist. Naja, hab' ich schon aus der Zeichnung gesehen. Ich hatte gehofft, die Bedeutung des L-Kastens zu erfahren. Aber auf jeden Fall vielen Dank!
Da ist sonst nur der dort angegebene Alternativlink, 1:06:30. Ist etwas größer. Für mich sieht's in jedem Fall aus wie Chinesisch :-) Aber wenn ich's lesen könnte, könnt' ich's lesen – glaub' ich. --Lax 09:49, 20. Mär. 2011 (CET)Beantworten
Die "rupture disk" ist das im L-Kasten. Das darüber basiert übrigens auf der chinesischen Schrift, es sind Kanji. Nur kann ich nicht genügend erkennen, um da auf etwas sinnvolles zu kommen. Wenn ich die Striche nicht nachzählen kann, kann ich nicht nachschauen. Mein Kanjiwortschatz ist limitiert, und insbesondere bei technischen Begriffen komm ich ums Nachschlagen nicht herum. Hab es mal nach Japan geschickt, kenne da eine bilinguale Übersetzerin. Muttersprachler sollten hier weniger Schwierigkeiten haben. --91.32.127.40 20:23, 21. Mär. 2011 (CET)Beantworten
Falls noch erwünscht: Asakura Akira hat am 29. März auf der Disk-seite Portal:Japan schon für 2.) 原子炉建屋換気系ダクト, genshiro tateya kanki-kei duct und 3.) 非常用ガス処理系 (SGTS), hijōyō gasu shori-kei identifiziert. Das würde ich (ziemlich wortwörtlich) übersetzen mit etwa 2.) Leitung für die Ventilation/Entlüftung des Reaktorgebäudes und 3.) Notfall-Gasentsorgung (halt SGTS auf Japanisch, auf Deutsch ist mir der Fachbegriff nicht geläufig). Gruß, --Kishima 12:47, 10. Apr. 2011 (CEST)Beantworten

Hier ist eine englische Version für die BWRs in Fukushima I; scheint etwas anders aufgebaut zu sein als das Schema in der Präsentation: [7] Die Berstscheibe sitzt da direkt vor dem Schornstein - außerhalb des Reaktorgebäudes, nehme ich mal an? --PM3 00:23, 14. Jun. 2011 (CEST)Beantworten

Wasserstoffaustritt durch Überdruck

aus dem zu archivierenden Abschnitt "Einige für den Unfallverlauf relevante, bisher unberücksichtigte Fakten" hierher kopiert (Auszug):

  • 1992 hat das Paul-Scherrer-Institut umfangreiche Quelltermanalysen zum BWR/4 Mühleberg veröffentlicht. Dazu gehörte auch eine ausführliche, extern vergebene Untersuchung des Sicherheitsbehälterversagens (S. 185 f., 463–465). Ergebnis war: zuerst Dichtheitsverlust im Flansch bei ca. 6,5 bar, kurz darauf versagt dann der Torus. Ersteres scheint noch nach 1988 (S. 6, Ziff. 6, Dank an Virtualiter) vollkommen unbekannt gewesen zu sein, letzteres dagegen war grundsätzlich altbekannt. Da dieser Bericht aber bei der IAEA vorliegt, muss ihn eigentlich jeder betroffene Betreiber kennen, es sei denn die deutsche Sprache wäre hier ein Hindernis gewesen.
  • Bei Wasserstoffentwicklung und ausreichend hohem Druck entweicht daher, wie auch von Lochbaum (s.o.) vermutet, Wasserstoff oder Wasserstoff-Wasserdampf-Stickstoff-Gemisch durch Flanschdichtung und Flutraum nach oben in die Brennelementwechelhalle, nach unten ist der Flutraum dicht abgeschottet. Irgendwann lässt sich das zünden. Und wenn der Druck noch weiter ansteigt, zerreißt im Keller der Torus. Alles genau wie hier erlebt.

--Lax 00:57, 29. Mär. 2011 (CEST)Beantworten

Ende des kopierten Teils --PM3 02:24, 6. Mai 2011 (CEST)Beantworten

Druckentlastung

Eine Frage, die mich seit den H2-Explosionen beschäftigt und auf die ich bisher keine Antwort gelesen habe: Warum endet die Druckentlastung des Containments bzw. des Wetwell-Torus innerhalb des Gebäudes? Bei jedem normalen Kraftwerk ist es üblich, dass Sicherheitsventile, Atmungsleitungen von Entspannern, große Entlüftungen und sonstige größere Druckentlastungen aller Art "über Dach" geführt werden. So kann sich im Falle einer Kernschmelze der Wasserstoff verflüchtigen und es wäre nicht zu den Explosionen gekommen. Und selbst ohne H2 ... das ganze Gebäude voll Dampf ist auch nicht gerade schön, und da die Gebäudehülle eh nicht dicht ist und im Schwarzfall bei Ausfall der Lüftung/Filterung letztlich doch alles nach draußen gelangt, kann man's auch gleich auf direktem Wege nach draußen blasen. Bei einem AKW bieten sich dafür die Abluftkamine an. Ist auf jeden Fall die sicherere Lösung als das ganze Gebäude voll Dampf und H2. Da die Kontrukteure nicht ganz blöd sind, müssen sie einen triftigen Grund gehabt haben, diese offensichtliche Lösung nicht zu wählen. Der Grund würde mich sehr interessieren. Wenn jemand eine plausible Erklärung hat (gern mit Quellenangabe), bitte vortreten! ;) --TETRIS L 00:11, 1. Apr. 2011 (CEST)Beantworten

In der Anleitung liest sich das alles ein wenig naiv. Was spricht gegen "blöd"? --91.32.55.230 01:11, 1. Apr. 2011 (CEST)Beantworten
Vielen Dank für diesen hochqualifizierten Kommentar. --Lax 02:55, 1. Apr. 2011 (CEST)Beantworten
Da der Dampf / die Gase strahlend sind, hat man sich wohl entschieden diese im Gebäude 'zwischen zu lagern' bis sich die Strahlung reduziert hat. Man hatte also die Möglichkeit diese direkt in den Atmosphäre zu entlassen, was aber für höhere Strahlenwerte in der der Umgebung gesorgt hätte, oder, wie geschehen, die Gase im Gebäude belassen bis sich die Strahlung reduziert hat und dann diese weiter abzugeben. Für die Sicherheit des Kraftwerks ist es besser die Gase direkt abzugeben. Für die Umgebung ist es besser sie möglichst lange abklingen zu lassen bevor sie abgegeben werden. Da es sich im Dampf, vorwiegend, Elemente mit sehr kurzer Halbwertszeit befinden kann das die Belastung der Umwelt deutlich reduzieren. --217.92.137.163 01:54, 2. Apr. 2011 (CEST)Beantworten
Die Annahme, die offensichtliche Lösung sei nicht gewählt worden, trifft nicht zu. Ich hab' mich aber ähnliches gefragt: bei #Offene Fragen der vierte Punkt. Nachdem Lochbaums Vermutung aufgetaucht ist, hab' ich auch noch eine wirklich gute Quelle gefunden, die diese Erklärung auch quantitativ bestätigt, woraus sich dann zwanglos der Verlauf konstruieren lässt: #Einige für den Unfallverlauf relevante, bisher unberücksichtigte Fakten, ab dem zweiten Punkt. Dummerweise braucht man für die Erklärung noch eine Erklärung, nach der ich ja dort auch frage: Warum hat man eben nicht ausreichend druckentlastet, sondern die Sicherheitsbehälterdrucke auf Werte weit jenseits von Gut und Böse ansteigen lassen? --Lax 02:55, 1. Apr. 2011 (CEST)Beantworten
Den Artikel hatte ich bereits oben verlinkt, Fukushima-Betreiber Eine Riege von Versagern. Zitat: "Das alles störte nicht weiter, wenn der fünftgrößte Energiekonzern der Welt jetzt Entschlossenheit und Handlungsfähigkeit unter Beweis stellen würde. Doch das ist schon seit dem ersten Tag der Krise nicht der Fall. Zwar meldete Tepco die zunächst drohende Kernschmelze in Reaktor Nummer zwei des Daiichi-Komplexes in Fukushima schon am 11. März um 22.30 Uhr, sechs Stunden nach dem Erdbeben. Zu diesem Zeitpunkt waren alle Kühlungssysteme am Reaktor zwei bereits ausgefallen. Doch dann verschob das Unternehmen alle Notkühlungsversuche mit Meerwasser auf den Nachmittag des 12. März, als eine Wasserstoffexplosion in Reaktor eins die AKW-Manager vom Ernst der Lage überzeugte.
Zuvor verzichteten die Tepco-Verantwortlichen auf die Meerwasserkühlung, denn damit werden die Reaktoren für immer unbrauchbar. Auch traute sich offenbar niemand, Premierminister Kan von einem Inspektionsflug per Hubschrauber über Fukushima am Morgen nach dem Beben abzuhalten. Dann hätte man früher radioaktiven Dampf aus den schmelzenden Reaktoren ablassen können. Die verlorene Zeit war später nicht wiedergutzumachen. »Der Zeitverlust ganz zu Beginn reduzierte die Handlungsoptionen, um die Krise zu begrenzen«, räumt ein regierungsnaher japanischer Atomexperte ein." - Ist dies ein Hinweis? Es ist keine technische Antwort und es erscheint mir nicht unplausibel, aber... --217.232.27.19 05:54, 1. Apr. 2011 (CEST)Beantworten

Bleibt immer noch die Frage: "Warum endet die Druckentlastung des Containments bzw. des Wetwell-Torus innerhalb des Gebäudes?"

Der Ventilator vom SGTS sorgt auch für den leichten Unterdruck im Gebäude.
Falls bei der Entlüftung des Sicherheitsbehälters (8 Bar) der Weg über die Filter einen höheren Widerstand aufweist, kann sich das dann vielleicht einen Ausweg über diese Unterdruckleitung gesucht haben? Aber um das zu beurteilen müßte man wohl die Rohrleitungspläne haben. -- Virtualiter 19:42, 1. Apr. 2011 (CEST)Beantworten
Rohleitungspläne: Was ist mit ShepherdFukushima9April2011.pdf Seite 118? --Foolssanma 09:32, 13. Apr. 2011 (CEST)Beantworten
Bei der Havarie des TMI hat die Druckentlastung eine entscheidende Rolle gespielt. Außerdem ist das eine elementare Sicherheitsmaßnahme, die aus gutem Grund bei jedem Drucksystem in Kraftwerken vorgesehen ist. Vor diesem Hintergrund kann ich mir nicht vorstellen, dass überhaupt keine Ventile zum Abblasen vorgesehen waren. Daher meine Spekulation: Die zur Druckentlastung eigentlich vorgesehenen Ventile hatten einen elektrischen Antrieb. Nun war aber der Strom komplett ausgefallen und man musste auf andere Ventile mit Handabsperrung ausweichen. Solche Details wird man dem Untersuchungsbericht der IAEA in ein paar Jahren entnehmen können.---<)kmk(>- 20:50, 1. Apr. 2011 (CEST)Beantworten
Da gibt es natürlich eine Vielzahl angetriebener Ventile, waren ja auf dem Plan im Video angedeutet - ebenso wie die Berstschiebe. Es hat aber wohl keiner das Fachchinesich verstanden.
Und raus gekommen sind Dampf usw.. Nur klärt das noch immer nicht die Frage, warum das (zumindest zum Teil) unterm Dach, statt im Kamin, landete. --Virtualiter 22:34, 1. Apr. 2011 (CEST)Beantworten
Vorweg nochmal: Die Druckentlastung führt nicht ins Reaktorgebäude, die dortige Wasserstoffansammlung ist ziemlich sicher durch einen bekannten Leckpfad bei unzulässig hohem Sicherheitsbehälterdruck verursacht, siehe mein Beitrag oben. Anschließend an den Vorvorredner: Ich habe jetzt schon zwei Anlagenschemata gesehen, beide hier verlinkt, die dieses System zeigen. Es ist da ja sogar eine Berstscheibe drin. Um zu verhindern/beenden, dass die abbläst, muss ja extra das dafür vorgesehene Schließventil betätigt werden. Dass die Sache durch Stromausfall verkompliziert wird, ist anzunehmen, aber bei der bekannten Sicherheitsrelevanz dieses Anlagenteils müsste man doch sehr überrascht sein, wenn es gar keine Handbetätigungen gäbe. Ich müsste auch nochmal nachsehen, ob hier nicht sogar durch ein getrenntes Batteriesystem gespeist wird.
Ich fürchte, der von der IP oben verlinkte Zeit-Artikel birgt den wahren Grund. Das war ein guter Hinweis, der auch genau in den Zusammenhang passt, trotz Deiner Zweifel, liebe IP. Danke. Irgendwann muss bei jeder Ursachenbetrachtung der Übergang von der Technik zum Menschen kommen. An dieser Stelle sind wir hier vermutlich. Ich habe vom Betrachten der Vorgänge von außen auch schon Zweifel am Katastrophenmanagement der Japaner gehabt, aber das reicht natürlich nicht, um rein spekulativ irgend jemandem etwas zu unterstellen. Mit dem Hintergrund des Artikels sieht es aber nun anders aus.
Man muss sich vor Augen halten, um welche Frage es im entscheidenden Augenblick (bei Block 1 schon in der ersten Nacht) ging: Lasse ich jetzt ein paar Gigabequerel Aktivität nach draußen, was jedenfalls alle zulässigen Grenzwerte mit Sicherheit um einige Zehnerpotenzen übersteigt, oder lieber nicht? Die richtige Antwort wäre gewesen: Aber klar, schleunigst raus mit dem Zeug. So richtig sie ist, zu der Entscheidung muss man natürlich die Nerven haben. Wenn man nicht an eigenverantwortliche Tätigkeit gewöhnt ist, wird man sie kaum treffen können. Nochmal: Sie widerspricht allen normalen Regeln, zu deren strikter Einhaltung man ausgebildet, womöglich ständig gedrillt ist. Interessanterweise hat es ausgerechnet Moltke der Ältere so formuliert: „Gehorsam ist ein Prinzip. Der Mann steht über dem Prinzip.“ Es kommen außerdem womöglich wirklich Leute zu Schaden, es ist durchaus möglich, dass die Entscheidung später gerichtlich überprüft wird, mit mir als Angeklagtem. Und überhaupt, ob der Chef, die Regierung, die Leute das gut finden? Nee, da frag/warte ich lieber erst noch mal. (Stellen wir uns einfach vor, es wäre dadurch bei INES 4 geblieben, aber genau das, was du rausgelassen hast, ist, was INES 4 hier überhaupt ausmacht. Da kommt womöglich mehr als einer daher, der sagt: Du bist an allem schuld, du hast es rausgelassen.) Mein bisheriger diffuser Eindruck und der Zeit-Artikel zusammen führen mich zur Hypothese: Es hat sich hier schlicht keiner getraut, eine Grenze zu überschreiten, „nur“ um damit noch viel Schlimmeres zu verhindern. War es nicht im Zeit-Artikel ungefähr so formuliert: Niemand will Verantwortung übernehmen?
Wir brauchen hier auch beim Tatsachenhintergrund noch ein bisschen mehr Information. Ein genauer Zeitverlauf der Sicherheitsbehälterdrucke und der Windrichtungen wäre z.B. hilfreich. Und irgendwie bräuchte man vor allem weitere Belege für diese Hypothese, mehr ist es nämlich trotz Zeit-Artikel bisher auf keinen Fall. --Lax 23:31, 1. Apr. 2011 (CEST)Beantworten
wichtige fragen, denen ihr hier mit viel sachkenntnis nachgeht. ich bin gespannt auf antworten aus weiteren quellen - der zeit-artikel bei kritik am krisenmanagement ist schon etwas wenig. die warnung per npov-baustein kann ich daher verstehen. dass z.b. der flug kans das ablassen von dampf verhindert hätte, braucht als irgendwie relevanter grund dringend eine weitere bestätigung. plausibler scheint allemal die von dir, lax, aufgestellte hypothese von der mangelnden verantwortung bei einer schwierigen abwägung. --Jwollbold 01:23, 2. Apr. 2011 (CEST)Beantworten

Hier ein Link (engl.) zu einer interessanten Darstellung des Ablaufs:http://roarkwolfe.blogspot.com/2011/03/energy-industry-mechanical-engineer-on.html--Foolssanma 15:55, 5. Apr. 2011 (CEST)Beantworten

Viel politisch motivierte Nuklearapologetik, hmpf --91.32.112.122 16:27, 5. Apr. 2011 (CEST)Beantworten
Die Vermutungen bezüglich des zu schwach ausgelegter Venting-Systems fand ich schon interessant. Aber nun ist die Seite wieder verschwunden. --PM3 15:17, 7. Apr. 2011 (CEST)Beantworten
Doch doch, Seite ist noch da, nur der Link oben ist falsch: [8] --Trigonomie - ☎ 15:24, 7. Apr. 2011 (CEST)Beantworten
Apologet hin oder her, die – durchaus sehr deutlich erkennbare – Bewertung des Mannes hat keine Rückwirkungen auf seine Tatsachenbehauptungen, was deutlich mehr ist, als man von manch anderem behaupten kann. (Ich musste heute ein paar Mal Zeug hören, da kann Waterboarding kaum schlimmer sein.) Und mindestens zwei dieser Tatsachenbehauptungen sind extrem interessant, das sehe ich wie PM3, und laden zur Recherche ein:
  • Die Behauptung mit dem (nicht) modifizierten Druckentlastungssystem bezieht sich auf 1992 durchgeführte Änderungen an US-amerikanischen Mark I, die angeblich in Japan nicht vorgenommen worden sein sollen. Andere Positionen der Änderungsliste wurden übernommen, z.B. die Batterien für 8 Stunden, es wäre also noch zu verifizieren, ob das wirklich stimmt.
  • Das andere ist die Angabe, die mir zunächst den Mund hat offenstehen lassen, dass die Notfallschutzmaßnahmen die Druckentlastung beim doppelten Auslegungsdruck des Sicherheitsbehälters vorschreiben. Das wäre schnell erklärt mit einer unterschiedlichen Interpretation von Auslegungsdruck und design pressure in USA und D. (Deutsche Empfehlungen, hier S. 55, sehen Druckentlastung beim Prüfdruck [Auslegungsdruck × 1,1 × Festigkeit bei Prüftemperatur / Festigkeit bei Auslegungstemperatur] vor und setzen doppelten Auslegungsdruck mit Versagensdruck gleich, was für mich alles völlig plausibel klingt.) Nur passt eine Abweichung hier weder zu den konkreten Berechnungen des PSI für Mühleberg noch zum von Lochbaum angegebenen Prüfdruck noch scheint es zu den tatsächlichen Ereignissen in Fukushima zu passen. Noch mehr Verifizierungsbedarf. --Lax 23:53, 8. Apr. 2011 (CEST)Beantworten
Mich würde interessieren wohin die eigentlich genau "venting" machen. Hat denn hier niemand die genauen Baupläne von Block 1 bis 3? ;-) Hier noch ein Link, der wenn ich mich nicht irre die "Frischluftvariante" und nicht Lüften in's Containment andeutet: http://www.nirs.org/factsheets/bwrfact.htm Zitat:"by allowing the unfiltered release directly to the atmosphere through the 300 foot vent stack. "--Foolssanma 08:48, 8. Apr. 2011 (CEST)Beantworten
Die Auslegung ist wohl Hersteller-abhängig oder Plant-specific: "Another important feature of the three plants which may be compared is the Standby Gas Treatment System (SGTS) and Reactor Building Standby Ventilation System (RBSVS) exhaust flow rates. Browns Ferry and Peach Bottom both utilize an SGTS design which features "once-through" filtration and exhaust of the secondary containment atmosphere. SGTS flow rates at Browns Ferry and Peach Bottom are quite high, with flow rat«?s sufficient to exchange an entire reactor building atmosphere in 67 minutes at Browns Ferry and 4 6 minutes at Peach Bottom. Shoreham employs an RBSVS (rather than an SGTS) which recirculates the bulk of the reactor building atmosphere through filter trains, while exhausting only minor fractions of the RBSVS flow. Consequently, Shoreham's system requires 19.7 hours to exhaust one reactor' building atmosphere." --Virtualiter 20:07, 8. Apr. 2011 (CEST)Beantworten
Virtualiter, Du bist echt gut darin, im richtigen Moment die richtigen Dokumente auf den Tisch zu legen. Du hast aber auch sicher noch einen Link zu einem lesbareren Dokument, als ich es gefunden habe [9], oder? Ich frage mich, ob da auch was zur Änderung von 1992 drinsteht. --Lax 00:22, 9. Apr. 2011 (CEST)Beantworten
Tschuldigung, war blind, Originalquelle war dort angegeben. --Lax 00:30, 9. Apr. 2011 (CEST)Beantworten

Die Lochbaum-Theorie wird hervorragend von den Messwerten untermauert (hier auf Seite 15, 24 und 28). Im Sicherheitsbehälter von Block 1 stieg der Druck auf 840 kPa, fiel dann von alleine wieder ab auf 650 kPa - Stunden von dem ersten Venting - und blieb bei 650 stehen. Da hat die Dichtung wohl erst bei etwas mehr Druck aufgemacht. Bei Block 2 blieb es gleich bei 650 kPa stehen, auch mehrere Stunden lang. Bei Block 3 war bereits bei 400 kPa schluss, an dieser Grenze ist der Druck mehrmals hängen geblieben.

Ich hab das nun in den Artikel eingebaut, und die alternativen Ventingsystem-kaputt-Theorien zusätzlich erwähnt. --PM3 13:02, 8. Mai 2011 (CEST)Beantworten

... wobei man die Heftigkeit der Explosion von Block 3 so oder so deuten kann. Entweder: Block 3 wurde wesentlich konsequenter und öfter entlüftet als Block 1, daher mehr ausgetretener Wasserstoff. Oder: bei Block drei ist das Zeug bereits bei niedrigeren Drücken entwichen, also wars auch mehr. --PM3 13:56, 8. Mai 2011 (CEST)Beantworten

""seams on metal pipes installed in the ceiling had been broken by the strong jolts and water started flooding out." [10]
"after the disaster damaged pipe joints in the reactor building, hydrogen from inside the reactor leaked into the outer structure." [11]
--PM3 22:38, 14. Mai 2011 (CEST)Beantworten

Druckentlastung (Fortsetzung)

Auf den Webcam-Fotos kann man deutlich den Dampfaustritt aus dem mittleren "Schornstein" erkennen:

  • 12. März 15:00 [12]
  • 13. März 10:00, 13:00, 14:00 [13]

--PM3 14:52, 16. Mai 2011 (CEST) --PM3 14:52, 16. Mai 2011 (CEST)Beantworten

Ich frage mich gerade, ob ich was verwechsele. Aber der mittlere Schornstein gehört doch zu Block 3 und 4. In der VGB-Powertech Präsentation auf Seite 31 ist jedoch die zerbrochene Entlüftungsleitung zu Block 3 dargestellt. Wann ist die Leitung zerbrochen? Beim Venting oder durch Tsunami?? --Trigonomie - ☎ 17:12, 16. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Bei der Explosion am 14. März, nehme ich an. --PM3 19:09, 16. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Ja gut, das würde auch mit den o.a. Bildern Sinn machen. --Trigonomie - ☎ 19:18, 16. Mai 2011 (CEST)Beantworten

Interessanter Hintergrundartikel der NYT zum Thema Druckentlastung: [14] --PM3 01:50, 22. Mai 2011 (CEST)Beantworten

Mehr dazu jetzt auch unter Nuklearkatastrophe von Fukushima#Handhabung der technischen Probleme. --PM3 04:53, 23. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Tepco-Spekulation zu Venting-Problemen, mal wieder eine Rückfluss-Theorie: [15] (Archiv) --PM3 01:14, 6. Jun. 2011 (CEST)Beantworten

Gründe für die späte Druckentlastung - die Regierungsversion

At 1:30 a.m. on March 12, Kan, Kaieda and Madarame gathered at the crisis management center in the basement of the Prime Minister's Office.

The three urged TEPCO officials to vent the steam as soon as possible. But TEPCO officials said there was no way of opening the valves because there was no power supply.

Exasperated, Kaieda called the utility's head office in Tokyo and the accident headquarters at the plant every hour, pressuring them to open the valves immediately.

TEPCO workers tried to open the valves by manually overriding the automatic system, but struggled to make progress because they had to work in darkness.

At dawn, pressure inside the No. 1 reactor was more than twice the designed maximum.

Eventually, at 6:50 a.m., the government ordered the utility to open the valves under the Nuclear Reactor Regulation Law.

When Kan visited the accident site shortly after 7 a.m. and found TEPCO had not opened the valves yet, he reprimanded company officials. The officials replied they would like to have another hour to make a decision on what to do.

Kan blew his stack.

"Now's not the time to make such lackadaisical comments!" the prime minister told the TEPCO officials.

Yet even still, the utility spent three more hours discussing the matter before finally opening the valves at 10:17 a.m.

[16] --PM3 20:21, 14. Mai 2011 (CEST)Beantworten

Und WIE das anfängliche Venting?

Wenn ich so den Artikel lese, drängt sich mir die Frage auf, was genau anfänglich mit den Venting Ventilen los war. Es wird erwähnt, das bei Block I die elektrisch betätigten Ventile nicht Funktionsfähig waren (vermutlich wegen Stromausfall? Oder irgendetwas verklemmt?) Daraufhin wurde im Dunkeln ein manuelles Venting versucht, das wegen zu hoher Strahlenbelastung abgebrochen wurde. Kurz konnte dann am 13.3 um 10:17, und wohl effektiv gegen 14 Uhr geventet werden, später hat man dann Notstrom, aber nur kurz, weil die Explosion alles zerdeppert. Anschliessend hört man nicht mehr viel von Venting an Block I, das ist wohl weitestgehend durch Bleeding aus Lecks ersetzt worden. Block II zeigt ein etwas anderes Bild. Mehrere Druckentlastungen waren wohl ohne Ergebnis. Hatten die Strom, und etwas anderes hat nicht funktioniert? Später ein erneut eingeleiteter Versuch, ohne das man einen Druckabfall bemerkt. Allerdings war Block II zu dem Zeitpunkt noch ausreichend gekühlt und der Druck niedrig. Aber warum versucht man es dann? Reserve für später, wenn die Kühlung stockt? Nun zerstört die Explosion von Block III die (noch) laufende Notkühlung von Block II. Jetzt muss man Abblasen, und es klappt, vermutlich durch Bedienerfehler, immer noch nicht. Nach beheben des Fehlers klappt es aber dann. War der Fehler der gleiche, der schon zu Beginn das Venting verhinderte? Bei Block III war ein Venting zuerst wegen der noch ausreichenden Notkühlung nicht erforderlich. Später aber dann doch. Trozdem scheint das Venting nicht erfolgreich gewesen zu sein, weil danach der Druckbehälter in Eigeniniative in den Sicherheitsbehälter ventete, dessen Ventile nun wieder manuell bedient werden mussten. Es mag ja, wie im Artikel erwähnt, politische Probleme und hürden gegen das Venting gegeben haben. Aber die Venting Ventile sind auch Sicherheitsventile, die im Zweifel selbstätig öffnen sollten (Berstscheibe, gegen Federkraft oder Gewichte, was auch immer) , bevor der Kessel platzt. Hier in dem Falle scheint vor dem Ansprechen der Sicherheitsventile wohl irgendwo ein Flansch das Vortrittsrecht beim Venting zu haben..... Anscheinend werden die Ventile elektrisch betätigt. Wenn kein Strom da, tut sich nix. Was bedeutete manuelle Betätigung in dem Fall konkret? Muss da jemand raufklettern und ein Handrad drehen, oder gibt es einen hydraulischen oder pneumatischen Fallback, der mit einer Handpumpe betätigt wird? So ein Kernkraftwerk hat überall Redundanzen. Beim Venting nicht? Oder waren ähnliche Probleme wie bei den Notkühlsystemen vorhanden, die ja auch eigentlich redundant waren?--Bernd Wiebus 23:02, 26. Mai 2011 (CEST)Beantworten

Bei den Druckbehältern ging die Entlüftung automatisch, das kann man sehr schön hier bei Block 3 und hier bei Block 5 erkennen. Ich denke das geht nur in den Sicherheitsbehälter, nie direkt nach draußen. Zu den Sicherheitsbehältern standen ein paar Dinge in der New York Times [17], die ich so interpretiere dass keine automatische Entlüftung vorgesehen war; und Schuld daran war die NRC.
Bei Block 2 gab es am 11. März um 15:36 einen Fehlalarm bezüglich ausgefallener Notkühlung. Seitdem waren die (Tepco? NISA? Kan? wer auch immer) furchtbar nervös und haben offenbar den Messwerten nicht mehr getraut. Die gingen Anfangs sogar von einer kritischeren Situation in Block 2 als in Block 1 aus: Die NSC ließ ihre erste Venting-Simulation für Block 2 laufen. [18] Daher die diversen Venting-Versuche. Ich vermute dass die einfach deshalb nicht funktionierten, weil der Druck unkritisch war. Vielleicht hat die NRC etwas einbauen lassen, das eine Druckentlastung nur im Notfall möglich machte? Andererseits, dieser ominöste Durchflussmesser könnte natürlich auch schon früher abgeschaltet gewesen sein. Vielleicht hat der ja auch irgendwas mit den NRC-Sperren zu tun. Die Fehlbedienung betraf den Druckbehälter, nicht den Sicherheitsbehälter, war also ein spezielles Problem. Die mussten für die Feuerwehrpumperei den Druckbehälter zusätzlich entlasten.
Beim Venting gab es zumindest insofern eine Redundanz, als es einen direkten Weg nach draußen gab und einen gefilterten (siehe NYT-Artikel), aber beide hatten wohl ein Problem mit dem Stromausfall. Irgendwo gibts' bestimmt auch einen Plan des Venting-Systems ..? --PM3 00:09, 27. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Warum um alles in der Welt kam der Dampf am 12.3. gegen 15 Uhr aus dem mittleren Schornstein von Block 3/4 und nicht dem hinteren von Block 1/2 [19]?? Und warum kam er nicht wie bei allen anderen Ventings oben raus [20], sondern ein paar Meter zu tief? Hier nochmal die Erläuterung der Schornsteine etc. von Herrn Lochbaum: [21] Haben die den Dampf aus Reaktor 1 über irgendwelche dunklen Kanäle in den Nr.3/4-Schornstein geleitet, weil der andere nicht funktionierte? Die "echten" Block-3-Ventings kamen später oben am Schornstein raus, nicht an dieser seltsamen Stelle weiter unten. --PM3 02:09, 27. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Du meinst http://inethub.olvi.net.ua/fukuschima/20110312150101.jpg ? Das ist Block I/II. Wenn die Aufnahme von Süden gemacht wurde, was ich wegen des rechts liegenden Meeres vermute, und das Bild auch nicht seitenverkehrt ist, was z.B. an den Wellenbrechern erkennbar ist, wenn man mit /media/wikipedia/commons/thumb/e/e8/Fukushima_I_NPP_1975.jpg/220px-Fukushima_I_NPP_1975.jpg vergleicht. Danach wären denn der am nächsten liegende Schornstein Block III/IV, der dahinter Block I/II und der am weitesten entfernte Block V/VI. Die Nummerierung ist etwas inkonsistent, wenn man die Position als Maßstab nimmt, aber die Blöcke wurden wohl in der Reihenfolge ihrer Errichtung durchnummeriert. Warum der so tief herauskommt? Keine Ahnung. Die Webcam macht nur Schnappschüsse....eine Böe könnte den Schwaden vorher herabgedrückt haben. Das widerspricht aber wiederum der konsistenten Rauchfahne, die nach Westen hin abzieht. --Bernd Wiebus 07:12, 27. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Alles zurück, nach Herrn Lochbaum ist das tatsächlich der Kamin für III/iV, genutzt für gefilterten Ablass, der hinterste ist dann I/II für gefilterten Ablass und der erste der übliche Kamin für ungefilterten Ablass. Der für V/VI ist auf der Webcam dann überhaupt nicht zu sehen. --Bernd Wiebus 07:24, 27. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Lochbaum ist bei den Filtern nicht auf dem neuesten Stand. Laut dem NYT-Artikel haben die beiden Dinger an Block 1/2 und 3/4 seit ca. 2000 auch einen ungefiltern Weg für dringende Fälle. --PM3 09:50, 27. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Was mir ebenfalls auffällt, ist die verhältnismäßig dünne Rauchfahne weiter weg und der dichte Schwaden direkt am Kamin. Sooo schnell trocknet ein Schwaden nicht weg. Die dünne Rauchfahne sieht eher wie Brandrauch denn als Wasseraerosolschwaden aus. Möglicherweise setzt gerade der Ausstoß des Schwadens ein, und der Kamin besitzt oben eine Venturi Düse zur besseren Verwirbelung. Solche Venturi Düsen an Kaminen haben die Einströmöffnung für die Luft meist von unten. Wenn die Richtige Strömung zu beginn des Aussstossens noch nicht eingesetzt hat, tritt manchmal zuerst etwas nach unten aus der Düse aus.--Bernd Wiebus 07:12, 27. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Ich habe mir den fraglichen Kamin auf der Cryptome Seite unter daiichi-photos2.htm als pict55.jpg mal stark vergrößert angesehen, und habe keinen Hinweis auf eine Venturi Düse gefunden. Genauso auf "dieser" Seite des Kamins offensichtlich kein zusätzliches Rohr. Der erste Kamin im Süden ist dagegen deutlich sichtbar ein vierer Rohrbündel.--Bernd Wiebus 23:37, 27. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Optische Täuschung: Der Block-1/2-Schornstein steht aus der Webcam-Persperktive genau hinter dem von Block 3/4 und erscheint etwas niedriger. Der dritte sichtbare gehört wohl zu Block 5/6. --PM3 18:07, 7. Jun. 2011 (CEST)Beantworten
 
Hab mal eine Grafik mit den Sicherheitsbehälter-Drücken und Venting-Zeitpunkten gebastelt. Bei Block 2 haben die Entlüftungen wohl tatsächlich genau dann funktioniert, wenn der Druck deutlich über dem Limit von 400 kPa war. --PM3 23:58, 7. Jun. 2011 (CEST)Beantworten

Antworten zur Druckentlastung

[22], [23] diverse Yomiuri-Artikel etc.

Leckage durch Überdruck:

  • Die BWR-Sicherheitsbehälter haben - anders als die Druckbehälter - keine automatischen Sicherheitsventile.
  • Wenn der Druck zu groß wird, geht's durch die Dichtungen raus ins "primary containment"; und zwar durch den Deckelflansch und/oder die Steuerstabdurchführungen; evtl. auch durch Stellen, an denen Messgeräte eingebaut sind.

Verzögerungen und Probleme bei der Druckentlastung:

  • Zum Entlüften des Sicherheitsbehälters muss ein Motorventil und ein Pneumatikventil betätigt werden. Beide waren wegen Stromausfalls außer Funktion.
  • Manuelles Öffnen verzögerte sich bei Block 1, weil man erst mal rausbekommen musste wie das geht, und wegen hoher Strahlung im Reaktorgebäude. Man hat schließlich einen Kompressor rangeschleppt, um das pneumatische Dings aufzubekommen.
  • Man hatte auch Probleme, die pneumatischen Ventile offen zu halten; irgendwie hatten sie das Bedürfnis, sich wieder zu schließen.
  • Bei Block 2 gab es permanente Probleme mit dem Wasserstands-Messgerät, daher hatte man Angst, dass dort das RCIC ausgefallen sein könnte und hat sicherheitshalber versucht zu Entlüften. Bei Drücken unterhalb des maximalen Ausgegungsdrucks von 427 kPag = 527 kPa funktionierte das aber anscheinend nicht so recht.
  • Laut von der Regierung gestreuten Gerüchten hatte Tepco auch Angst vor den Emissionen. Ich habe Zweifel, ob das stimmt.

Mögliche Venting-Fehlfunktionen:

  • Die japanischen Reaktoren wurden um 2000 mit den verbesserten Ventingsystemen (Filter-Bypass) nachgerüstet.
  • Laut von Tepco verbreiteten Spekulationen gab es Rückflüsse der Ventings durch (strom-)ausgefallene und/oder überlastete Ventile in die Reaktorgebäude. Ich habe Zweifel, ob das möglich ist.

Bei den Explosionen von Nr. 1 bis 3 gab es in allen drei Fällen vorher (a) mindestens eine Gelegenheit für unfreiwilliges Venting und (b) mindestens ein absichtliches Venting. Damit kommt im Prinzip beides als Grund für die Wassertofflecks in Frage. Dass die unfreiwilligen Ventings stattfanden steht allerdings fest - anders sind die Druckverläufe nicht erklärbar. Ob es beim regulären Entlüften auch Probleme gab, werden wir wohl erst viel später erfahren, wenn die Strahlung weit genug gefallen ist, dass man sich die Rohre und Ventile im Einzelnen anschauen kann.

Bei Block 1 und 3 fand die Explosion im Dach des Gebäudes statt, bei Nr. 2 im Keller. --PM3 18:56, 12. Jun. 2011 (CEST)Beantworten

Anhaltende Probleme von Reaktor 1 bis 3

Letzter Kommentar: vor 13 Jahren44 Kommentare7 Personen sind an der Diskussion beteiligt

Was ist mit Reaktor 1 los?

Schaut mal hier: Systemzustand während der Nuklearkatastrophe von Fukushima#Strahlungswerte in den Reaktoren 1 bis 3

Ich würde die plötzliche Verdopplung der Strahlungswerte in Reaktor 1 ja für nen Tippfehler halten, wenn nicht gleichtzeitig auch die Temperatur von etwas, was die NISA-Dokumente "feed water nozzle" nennen, nen Sprung nach oben gemacht hätte. Das Ding scheint trocken zu laufen.

Das ist jetzt schon das dritte mal, dass Nr. 1 rumzickt - erst am 23./24. März, damm 1./2. April, nun ab 8. April. Die anderen beiden kühlen ruhig vor sich hin, nur der Einser will nicht. --PM3 05:04, 9. Apr. 2011 (CEST)Beantworten

Block 1 war ja auch der erste, wo eine Teilschmelze anfing und was Kernschmelzen betrifft ist der derzeitige eperimentelle Wissenstand NOCH recht gering, was ja auch durchaus erklärlich ist - Wissensstand, was das Steuern und Rätseln betrifft. Das dreifache Versuchsfeld in Fuk wird dahingehend noch Erkenntnisse bringen. Zynisch geasagt hat das also was Gutes. :( -- Vostei 08:41, 9. Apr. 2011 (CEST)Beantworten
Block 1 wird von der en:WP auch in Zusammenhang mit #Neutron beam observed 13 times at crippled Fukushima nuke plant gebracht.
Heute erstmals kein Strahlungsmesswert aus RPV 1: [24] --PM3 12:18, 9. Apr. 2011 (CEST)Beantworten
"feed water nozzle" würde ich mit "Speisewasser Einlaufstutzen" übersetzten. Das wäre, Konsistenz der Bezeichnungen vorausgesetzt, der Rohrstummel/Flansch, über den man das System mit Wasser füllt. Nicht der Rohrstummel/Flansch, über den das kalte Wasser vom Wärmetauscher zurück in den Druckbehälter geht.--Bernd Wiebus 15:09, 10. Apr. 2011 (CEST)Beantworten
Block I war der am längsten ohne Kühlung, andererseits hatt er von vorneherein schon weniger Leistung, also auch weniger nach Abschaltung zum wegkühlen, im vergleich zu den anderen. Vermutlich hat sich in ihm das meiste Salz angesammelt. Das Salz könnte die Wasserzirkulation behindern und lokale Überhitzungsstellen verursachen....wie schon erwähnt, die ganze Situation ist hoch experimentell, und darum aus technikpathologischer Sicht ja auch so interessant. Mal ein Schuss ins Blaue: Ich vermute eher NICHT, daß das Teil vorübergehend kritisch wird. Der Energieeintrag durch den Nachzerfall dürfte stetig gleichmäßig fallend sein. Die Temperatur- und Druckanstiege könnten damit zu tun haben, das vom teilzusammengeschmolzenen Kern etwas abbricht/abfliesst und nach unten fällt. Durch die vergrößerte Oberfläche wird dann vorübergehend mehr Wärmeenergie in das Wasser abgegeben. Druck und Temperatur steigen.....bis das ganze wieder abgekühlt ist. Oder die Kühlwasserzirkulation ist im Kern eine Weile behindert, durch irgendeinen Dreck, und wird dann wieder freigegeben. Auch in dem Falle gelangt die Wärmeenergie ungleichmäßig ins Wasser, was zu Temperatur- und Druckschwankungen führt. Daß das System überhaupt noch Druck aufbauen kann, wenn die Temperatur steigt bedeutet, daß aktuell keine großen Lecks existieren. Das an kleinen Lecks etwas herauszischt, ist nach den Knallgasexplosionen kaum anders zu erwarten.--Bernd Wiebus 15:09, 10. Apr. 2011 (CEST)Beantworten
Der Temperatureffekt scheint mir intuitiv zu groß zu sein für diese Erklärung. Außerdem würde man bei Abbrechen/-fließen eher unten am Kessel eine Temperaturerhöhung erwarten (der Flansch dürfte wohl eher oben sein und die Messergebnisse unten am Kessel zeigen keinen Anstieg). Ebenso würde sich Kritikalität auch eher unten abspielen. Am wahrscheinlichsten erscheint mir weiterer Kühlmittelverlust (vielleicht wurde aufgrund des Nachbebens das Einspeisen vorübergehend ausgesetzt?). --JR52 16:55, 10. Apr. 2011 (CEST)Beantworten
Na ja, Kritikalität weiter oben ist allerdings auch nicht wirklich auszuschließen:
Und Kritikalität muss ja aufgrund der diversen begrenzenden Faktoren nicht zwangsläufig ein Mega-Ereignis sein. --JR52 17:06, 10. Apr. 2011 (CEST)Beantworten
Danke für den interessanten Link! --Bernd Wiebus 22:31, 10. Apr. 2011 (CEST)Beantworten
Der Sensor für die Strahlungsmessung am Druckbehälter 1 ist seit gestern kaputt (計器不良). Damit stellt sich die Frage, ob der Sprung bei der Strahlung vorgestern das Produkt eines spinnenden Sensors war, oder ob der Sensor durch eine zunehmende Aktivität im Reaktor gestern zerstört wurde. --PM3 21:35, 10. Apr. 2011 (CEST)Beantworten
Aus meiner persönlichen Erfahrung mit energieauflösenden Gamma Detektoren weiss ich, daß diese gerne wärend des kaputtgehens verstärktes Rauschen im unteren Energiebereich zeigen. Das ist in meiner Situation ein klares Fehlerbild, da ich in etwa weiss, was ich erwarte. Ein weiteres Fehlerkriterium wäre wenn z.B. die Peltierkühlung wegen Vakuumverlust ein abnormales Verhalten zeigt. Ein vergleichbarer Sensor, der aber nicht Energieauflösend misst, würde dann einfach nur falsch positive Werte rausschmeissen, und wenn Vergleichsmöglichkeiten fehlen, fällt das auch ersteinmal nicht durch Unplausibilität auf. Wird der Sensor nicht gekühlt, bzw. die Kühlung nicht im Detail überwacht, fällt das als Fehlerkriterium auch aus. Um das Einschätzen zu können, müsste man den Sensor also genauer kennen. --Bernd Wiebus 22:31, 10. Apr. 2011 (CEST)Beantworten
Aufgrund der angestiegenen Temperatur kann man wohl annehmen, dass da irgendwas passiert ist. Ob das aber irgendwie signifikant ist, lässt sich nicht so ohne weiteres sagen. --JR52 21:58, 10. Apr. 2011 (CEST)Beantworten

Und der Flansch "Feed Water Nozzle" gehört zum Niederdruckkreis und sitzt oben, aber unterhalb der Steamline zu den Turbinen. [25] - btw, via Steamline könnte man vom Turbinenhaus aus ran... -- Vostei 21:49, 10. Apr. 2011 (CEST)Beantworten

"from Condenser"??? Hmmmh. Dann ist das doch von den Turbinen zurück. Hätte ich jetzt so nicht gedacht. --Bernd Wiebus 22:43, 10. Apr. 2011 (CEST)Beantworten
ping --PM3 13:55, 19. Apr. 2011 (CEST)Beantworten
"An official at Tokyo Electric Power Co., the operator of the crippled Fukushima Daiichi nuclear power plant, admitted Wednesday that fuel of the plant's No. 1 reactor could be melting." [26] --PM3 04:14, 21. Apr. 2011 (CEST)Beantworten
Druck ist derzeit mindestens 10x so hoch wie in den anderen Blöcken. [27]. Es werden Werte bis zu 1.103MPaG gemessen. Weiß jemand für welchen Druck das Ding überhaupt ausgelegt ist? -- TMA 10:02, 21. Apr. 2011 (CEST)Beantworten
Der Druck im Reaktorbehälter wird ja anscheinend an zwei verschiedenen Punkten gemessen, von denen ich noch nicht genau weiß wo (0,425MOa+1,103MPa woher kommt die große Differenz?). 1,103MPa Differenzdruck sind "nur" ca. 11 bar. Das sollte kein Problem sein für den Reaktordruckbehälter. Was mich eher verwundert ist der schnelle Druckanstieg. Hier ist die Entwicklung als Grafik schön aufgetragen. Auch Jaif gibt diese Seite als Quelle für ihre Angaben an. --Trigonomie - ☎ 12:06, 21. Apr. 2011 (CEST)Beantworten
Die pumpen 6 m³ Wasser pro Stunde in den Druckbehälter, und ein guter Teil davon fließt woanders wieder raus - ich denk mal in Richtung Turbine, denn dort sammelt sich die Brühe im Keller an. Nun gibts zwei mögliche Szenarien:
  1. Das Wasser fließt ungehindert durch, dann dürfte sich hier nicht viel Druck aufbauen. Also müsste es einen separaten Bereich in der Dampfphase geben, wo der hohe Druck entsteht.
  2. Das Wasser fließt nicht undgehindert durch, sondern irgendwo klemmt's und man muss es mit immer mehr Druck einpumpen, um die 6 m²/h zu halten. Dann ist der hohe Druck vor dem Engpass und der niedrige dahinter.
--PM3 12:51, 22. Apr. 2011 (CEST)Beantworten
Steigt gleichmäßig weiter, nun 1,2 MPa. Wenn ich die Angabe hier auf Seite 36 (safety limits) richtig verstehe, ist der BWR/4 für 1325 psi = 9,1 MPa Differenzdruck ausgelegt. Das Limit beim BWR/3 dürfte bei gleichem Arbeitsdruck [28] wohl ähnlich sein sein. Ob die Specs nach der teilweisen Kernschmelze und Meerwasserkorrosion noch gültig sind? --PM3 12:13, 30. Apr. 2011 (CEST)Beantworten

Seit einer Woche steigt die Iod-131-Konzentration im Meerwasserkanal von Block 2 auffällig an. Am 24. April war die Aktivität von Caesium-137 und Iod-131 noch gleich hoch; nun haben wir bei Iod-131 das 40-fache (!) von Caesium-137: Strahlungsbelastung durch die Nuklearunfälle von Fukushima#Meerwasserkanäle

Dass Block 2 plötzlich wieder aktiv wird kann ich mir kaum vorstellen, die CAMS-Werte dort sind unauffällig. Ist Reaktor 1 wieder angesprungen und leckt rüber in die Kanalisation von Nr. 2? --PM3 14:59, 4. Mai 2011 (CEST)Beantworten


Wieso herrscht eigentlich immer noch Überdruck im Druckbehälter [29], obwohl da nach aktuellem offiziellen Informationsstand Löcher drin sind, aus denen das Kühlwasser rausläuft? Läuft das Kühlwasser wirklich aus dem RDB, oder kommt es vielleicht gar nicht erst dort an? --PM3 16:10, 14. Mai 2011 (CEST)Beantworten

Wassereinspeisemenge runter, Druckanstieg auf Kanal B beschleunigt sich wieder. [30] --PM3 19:52, 21. Mai 2011 (CEST)Beantworten

Die Drucksensoren sind wohl beide defekt, und die Strahlungssensoren in der Kondensationskammer auch. --PM3 13:13, 3. Jun. 2011 (CEST)Beantworten
... und da kommt schon die offizielle Bestätigung: Die Drucksensoren in Nr. 1 waren kaputt. [31] --PM3 23:25, 5. Jun. 2011 (CEST)Beantworten

Reaktor 3

(Früherer Titel des Anschnitts: "Reaktor 2 und 3 springen wieder an") --PM3 19:57, 12. Mai 2011 (CEST)Beantworten

--PM3 17:48, 6. Mai 2011 (CEST)Beantworten

Hmm ... aber ob das Zeichen dafür sind, dass die Reaktoren wieder anspringen? Den Temperaturanstieg in 3 erklärt Tepco mit einer vorrübergehenden Reduzierung des Kühlwassers: The operator says the temperature rise was apparently caused by a temporary decline in the amount of cooling water flowing into the Number 3 reactor.. --Trigonomie - ☎ 18:12, 6. Mai 2011 (CEST)Beantworten

Gelogen, genau das Gegenteil ist der Fall. Eingespeiste Wassermenge in R3 & Temperatur am feed water nozzle / im dry well (bellows seal):
  • 25.4.: 6,9 m³/h - 72,5 / 122,5 °C [34]
  • 26.4.: 6,8 m³/h - 84,9 / 103,1°C [35]
  • 27.4.: 6,9 m³/h - 72,0 / 121,7 °C [36]
  • 28.4.: 6,8 m³/h - 88,0 / 124,7 °C [37]
  • 29.4.: 6,5 m³/h - 80,6 / 127,4 °C [38]
  • 30.4.: 6,5 m²/h - 83,6 / 125,3 °C [39]
  • 1.5.: 6,6 m³/h - 90,8 / 138,7 °C [40]
  • 2.5.: 6,8 m³/h - 99,2 / 188,1 °C [41]
  • 3.5.: 6,9 m³/h - 116,6 / 205,5 °C [42]
  • 4.5.: 7,0 m³/h - 122,6 / 194,2 °C [43]
  • 5.5.: 9,0 m³/h - 156,6 / 228,1 °C [44] --PM3 18:32, 6. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Uiii! Das sieht wirklich nicht gut aus... --Trigonomie - ☎ 18:47, 6. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Laut tagesschau.de stieg die Temperatur auf 240 °C?! Siehe auch hier. BNutzer 22:42, 7. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Ich hatte oben die Temperaturen am Reaktor angegeben; das andere sind die Dampftemperaturem im Containment. Ich schreibe sie mal mit dazu, danke für den Hinweis. Scheint sich wieder zu beruhigen. --PM3 23:39, 7. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Hab noch die Daten vom 25.-28.4. ergänzt. Die sind erst etwas mit der Wassermenge runter, und dann gingen die Probleme los. --PM3 00:13, 8. Mai 2011 (CEST)Beantworten

Temperaturtabelle 1.-11.5. Die haben noch viel mehr Messwerte, als sie uns bisher verraten haben. Interessant, wie die Veränderungen und Maxima zwischen verschiedenen Stellen am Druckbehälter hin und her wandern. In dem Ding scheint richtig was los zu sein. --PM3 16:57, 11. Mai 2011 (CEST)Beantworten

Trial-and-Error-Kühlung: "The power company suspects that not all the water was reaching the reactor because some of it may have been entering a pipe that branched off. So it decided to pump water through another pipe that had been used to inject water into the reactor before." [50] Ohne Worte. --PM3 18:00, 11. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Ohne Worte ;-) Damit ist also nicht sicher, wieviel Wasser aus der o.a. Tabelle wirklich in den Reaktor gelangt ist bzw. "versickert" ist. Evtl. ist der Schaden an der abgehenden Leitung mit der Zeit größer geworden. Alles sehr unübersichtlich im Moment. --Trigonomie - ☎ 18:14, 11. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Bei Druckbehälter Nr. 3 gab es schon früh Hinweise auf mögliche Fehler bei der Wasserstandsanzeige: [51] --PM3 18:45, 14. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Die Temperatur will nicht runter gehen. Nun sind sie hoch auf 18 m³ Wasser pro Stunde. --PM3 09:32, 19. Mai 2011 (CEST)Beantworten
21 m³ / h. Scheint zu helfen, die Temperaturen gehen runter. [52]. --PM3 00:16, 21. Mai 2011 (CEST)Beantworten

Jetzt wo die Kernschmelze und die Beschädigung in Druck- und Sicherheitsbehälter bestätigt sind, wäre es eigentlich mal Zeit für einen Plutoniumanalyse im Abwasser und im Meer ... --PM3 03:38, 26. Mai 2011 (CEST)Beantworten

Die Temperaturen gehen wieder hoch; Druckbehälterboden jetzt auf höchstem Wert seit dem 24. März: [53] Kühlwassermengen waren zwischenzeitlich hoch auf 18 m³/h, aktuell gut 11 m²/h. --PM3 19:35, 13. Jun. 2011 (CEST)Beantworten

Weitere Informationen

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Noch nicht relevant, weitere Entwicklung ist abzuwarten:

Aus der englischen Wikipedia, Quelle fehlt:

  • "The Fukushima I nuclear accidents occurred ... on 11 March 2011, only 14 days before the reactor was to be shut down." [56], ohne Beleg --PM3 07:49, 15. Mai 2011 (CEST)Beantworten
  • "TEPCO declared that the "validity of the measurement is questioned" both for radiation levels and pressure.", in bezug auf die hohen Strahlungswerte am Druckbehälter 1 (vor dem Ausfall des Messgeräts) und den hohen Druck, der von einem der beiden Sensoren angezeigt wird. [57] --PM3 08:47, 15. Mai 2011 (CEST)Beantworten

Zum Thema Kritik am Krisenmanagement / Unterstützung durch Dritte: Irgendwo gab es mal Meldungen zu einem Bauunternehmer, der Tepco schon sehr früh zwei Betonpumpen zur Abklingbeckenkühlung angeboten hatte, aber Tepco hatte das Angebot ignoriert. Ich finde nur die Meldungen nicht mehr wieder. --PM3 14:39, 13. Jun. 2011 (CEST)Beantworten

Block 4

Letzter Kommentar: vor 13 Jahren25 Kommentare2 Personen sind an der Diskussion beteiligt

ping --PM3 14:43, 30. Mai 2011 (CEST)Beantworten

Explosion am 15. März

Fotos der Webcam: [59]

Um 6 Uhr sieht Block 4 (im Vordergrund) noch gut aus. Man sieht eine kleine Dampfschwade über dem Dach, aber die kann im Hintegrund aus Block 1 oder 3 kommen. Um 7 Uhr sieht man dann nur noch das obere Viertel einer Ruine. Soviel zu der Legende von den "zwei 8 m² großen Löcher". --PM3 23:28, 15. Mai 2011 (CEST)Beantworten

Jaif schreibt jetzt, dass vermutet wird, dass Wasserstoff von Block 3 in Block 4 gelangt ist und dort explodiert ist. Feuer soll durch dort gelagertes Öl entstanden sein ... Die Brennstäbe in Block 4 sollen unbschädigt sein und nicht ursächlich für die Explosion. http://www.jaif.or.jp/english/news_images/pdf/ENGNEWS01_1305536094P.pdf . Wenn die Brennstäbe jedoch unbeschädigt sein sollen, verstehe ich die erhöhten Wäremlasten in Pool 4 nicht .... --Trigonomie - ☎ 18:23, 16. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Die Brennstäbe im Abklingbecken Nr. 4 sehen nicht explodiert aus: [60] Die hohe mutmaßliche Wärmelast könnte bedeuten, dass (a) die Angaben in unserer Tabelle falsch sind und (b) das Becken doch leckt. VGB schätzt 3,0 MW [61] (übrigens, sehr eindrucksvolles Tsunami-Foto von der Webcam auf Seite 13! Das Ding ist am Pier locker 60 Meter hochgeschwappt. Jetzt verstehe ich, warum die Pumpen kaputt sind.) --PM3 19:31, 16. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Wie soll denn der Wasserstoff aus Block 3 über das Venting-Rohr in das Reaktorgebäude von Block 4 gekommen sein? Das Rohr endet doch in der Kondensationskammer. Der Sicherheitsbehälter müsste völlig undicht gewesen sein, damit die Gase überhaupt bis in Block 4 gelangten - schließlich hatten sie ja einen alternativen Weg ohne nennenswerten Gegendruck durch den Schornstein.
Ich finde die aktuellen Spekulationen von Tepco ziemlich wirr, auch bezüglich der Kernschmelze in Reaktor 1 (Kern angeblich schon am 11. März um 19 Uhr völlig trocken, aber starker Druckanstieg in der Kondensationskammer erst in der Nacht). --PM3 22:26, 16. Mai 2011 (CEST)Beantworten
"Reaktorblock 4 war seit dem 29. November 2010 wegen Instandsetzungsarbeiten an der Hülle des Reaktordruckbehälters außer Betrieb." Autsch! Der Sicherheitsbehälter war nicht nur undicht, der war offen. Eieiei. Ganz böser Konstruktionsfehler der Anlage! --PM3 22:39, 16. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Bekannte Ventings Block 3:
* 12. März ab 20:41
* 13. März ca. 9-10 Uhr
* 13. März ca. 13-14 Uhr
* 14. März irgendwann zwischen 2 und 6 Uhr
und dann
* 14. März 11:01: Explosion Block 3
* 15. März 06:00: Explosion Block 4; warum erst einen Tag später?
--PM3 23:35, 16. Mai 2011 (CEST)Beantworten
"According to Tepco, hyrogen produced in the overheating of the reactor core at unit 3 flowed through a gas-treatment line and entered unit No. 4 because of a breakdown of valves." [62] Hmm. --PM3 00:11, 17. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Ich gehe erstmal davon aus, dass WSJ und Jaif die gleiche Leitung meinen. Wenn man sich das Schema des "Ventilation Systems" [63] anschaut zähle ich minimal zwei Ventile die sich zwischen Sicherheitsbehälter und Schornstein befinden. Beide sollen versagt haben? Und warum strömt der leichte Wasserstoff nicht einfach aus dem Schornstein und sucht sich den schwierigen Weg in ein anderes Gebäude? --Trigonomie - ☎ 08:02, 17. Mai 2011 (CEST)Beantworten
... und dann solls auch noch durch mehrere Rohrlecks auf verschiedenen Stockwerken glechzeitig rausgekommen sein.
(Vorgestern gat Tepco übrigens 300 Liter Hydrazin ins Abklingbecken Nr. 4 gekippt. [64]) --PM3 14:26, 17. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Hydrazin?? Zur Sauerstoffentfernug? --Trigonomie - ☎ 18:47, 17. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Hydrazin offenbar als Korrosionsschutz.
Die etwas weit hergeholte Block-3-Wasserstoff-Theorie könnte "politisch" motiviert sein. Tepco hat sich damals viele Vorwürfe anhören müssen, weil man erst so spät mit der Kühlung des Abklingbeckens Nr. 4 begann. Vielleicht versuchen die immer noch, sich rauszureden: Wir waren gar nicht Schuld, Block 3 wars! --PM3 01:05, 18. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Befinden sich die Ventile innerhalb oder außerhalb des Reaktorgebäudes? Außerhalb könnte der Tsunami alles mögliche angerichtet haben. --PM3 20:46, 24. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Hier gbits nochmal eine ausführliche Argumentation dazu, und ein paar Seiten weiter eine Grafik. Die gehen wohl davon aus, dass die diversen Ventile im Abluftsystem von Block 4 ohne Strom offen waren. Und die BE im Abklingbecken sind nur so schwach beschädigt, dass eine größere Wasserstoffexplosion unwahrscheinlich sei.
Um das Abklingbecken muss es ziemlich übel aussehen. Nicht mehr genügend Rohe übrig, um einen Kühlkreislauf anzuschließen: [65] --PM3 17:09, 13. Jun. 2011 (CEST)Beantworten

Leck oder kein Leck? / Wärmeleistung

  • (Block 4) "On 28 April, TEPCO announced it believed that water was not leaking from the pool but only evaporating"; "TEPCO based its belief on calculations that the heat generated by the spent fuel stored in the pool would be expected to evaporate 140 to 210 tons of water daily, in line with the amount of replacement water it adds."   OK --PM3 09:25, 15. Mai 2011 (CEST)Beantworten

--PM3 05:29, 15. Mai 2011 (CEST)Beantworten

 
Kumulierte Kühlwassermengen

140 - 210 t Wasser am Tag zu verdampfen benötigt eine Wärmeleistung von rund 3700 - 5500 kW. Ist ein bisschen mehr als die in der Tabelle zur Ausgangslage angegebenen 1600 bzw. 2000 kW ... Wenn unbekannt ist, wie defekt die Brennstäbe wirklich sind, halte ich es für fraglich dadurch den Nachweis führen zu können, dass die Becken intakt sind ...--Trigonomie - ☎ 21:44, 15. Mai 2011 (CEST)Beantworten

Ich hab mal eine Grafik mit den Kühlwassermengen gebastelt, vielleicht hilft das beim Nachrechnen? Seit dem 22. März wird gezielt mit Betonpumpe eingesprüht, also ich denke dass der Großteil davon auch im Becken ankommt. Von Mitte April bis Anfang Mai gings etwas hin und her weil die sich unsicher waren, ob lieber mehr kühlen oder die Gebäudestatik schonen sollen. --PM3 21:38, 31. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Hmm... irgendetwas kann mit deiner Grafik nicht stimmen. Nehmen wir die linieare Steigung der letzten 14 Tage. (ca. 4750 - 4000 = 750). 750 m3/14 Tage= ca. 54 m3/Tag. Das wäre viel weniger, als die oben angegebenen 140 - 210 m3. --Trigonomie - ☎ 22:29, 31. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Ah, die "140 to 210 tons of water daily" sind ein Fehler in der en:WP. In der Originalquelle (NHK) steht "sporadically injecting 140 to 210 tons of water a day". In den NISA-Berichten steht aber nur alle zwei Tage etwas von 100-120 Tonnen; auf diesen Daten basiert die Grafik, und ich nehme an dass die stimmen. --PM3 22:45, 31. Mai 2011 (CEST)Beantworten
140 bis 210 Tonnen pro Tag waren es vom 21.4. bis 26.4., daher stammt diese Zahl. Das war aber nicht nur "replacement water", sondern die haben das Becken weiter aufgefüllt, weil das Wasser kurz vorm Kochen war. --PM3 22:51, 31. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Nun gut. Wir wissen auch nicht wieviel Wärme durch Strahlung, Konvenktion, Wärmeleitung abgegeben wird. Sehr grob geschossen durch Verdampfung 1200 kW. --Trigonomie - ☎ 22:53, 31. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Ok, danke, das sieht ja schon viel freundlicher aus. Weiter kommen wir ohne zusätzliche Daten also nicht.
  • Arbeiter A an Tepco-Manager A: „90 °C im Abklingbecken!“
  • Tepco-Manager A an Arbeiter B: „Wasser Marsch!“
  • Arbeiter C an Tepco-Manager B: „Wir pumpen täglich 140-210 Tonnen Wasser ins Abklingbecken.“
  • Tepco-Manager B an Presse: „3700 - 5500 kW? Unmöglich. Unser Abklingbecken leckt!“
  • Tepco-Manager A an Presse: „April April, alles läuft wie geplant.“
  • ... und so weiter
--PM3 00:53, 1. Jun. 2011 (CEST)Beantworten
Ja genau, so kann ich es mir sehr gut bei Tep + Co. KG vorstellen. Im Internet habe ich mal nach der Wasseroberfläche, also der größe des Pools in den Reaktorgebäuden gesucht. Leider habe ich dies nicht gefunden. Dafür habe ich eine Gebäudezeichnung vom Reaktor 1 gefunden [66], offensichtlich Original [67]. Leider nur Seitenansichten. --Trigonomie - ☎ 17:50, 1. Jun. 2011 (CEST)Beantworten
Falls das Becken nicht leckt, müssten da auch noch so ca. 25 Tonnen Meersalz drin sein. --PM3 18:39, 1. Jun. 2011 (CEST)Beantworten

Neue Informationen zu Reaktor 1

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Erdbebensicherheit

Man findet nur wenig Angaben zu der Auslegung der einzelnen Blöcke zwecks Erdbebensicherheit. http://www.kit.edu/downloads/Anhang_Hintergrundinfo_023_Analyse_Reaktorkatastrophe.pdf Wenn man nach dem pdf hier geht hält 3 0,45 g aus, ging aber beim Beben in Überlast. Der 6er blieb drunter. Der 1er sollte demnächst vom Netz genommen werden, da könnte also die Aussage gelten, dass er nur 0,18 g hält. Der wäre dann auch überlastet worden beim Beben. Irgendwo hatte ich mal eine Tepcoseite, wo beschrieben wurde, dass sie 5, 6 und 3 erbebentechnisch nachgearbeitet haben, vor allem Leitungen usw - evtl. liegt der Hund da begraben? Wenn ich Zeit habe suche ich mal die Seite. Die Angaben in dem pdf sind cm/s² - das müsste PGA sein also Galileo als Nicht-SI-Einheit. -- Vostei 10:07, 18. Mai 2011 (CEST) http://www.world-nuclear.org/info/inf18.html In dieser Quelle ist das auch angerissen -- Vostei 10:22, 18. Mai 2011 (CEST)Beantworten

"Man findet nur wenig Angaben zu der Auslegung der einzelnen Blöcke zwecks Erdbebensicherheit." - wenn man in unserem Artikel nachliest, einschließlich der angegebenen Quellen, findet man die durchaus :-) --PM3 15:19, 18. Mai 2011 (CEST)Beantworten

Kernschmelze

Ich weiss nicht, ob die Info schon verarbeitet wurde, deshalb hier als Tipp: "Die reparierten Messgeräte lassen nun vermuten, dass ein Teil der Brennstäbe geschmolzen ist und sich am Boden der Druckkammer abgelagert hat. Die Temperatur von 93 Grad deutet jedoch darauf hin, dass sich dort ausreichend Wasser zur Kühlung befindet und keine unmittelbare Gefahr davon ausgeht. Tepco musste aber einräumen, dass die Brennstäbe insgesamt wohl im Kern nach unten gerutscht seien und dass Wasser aus dem Kern in die Druckkammer laufe." http://www.tagesschau.de/ausland/fukushima490.html - hope this helps. Gruß, BNutzer 16:52, 12. Mai 2011 (CEST)Beantworten

etwas ausführlicher bei JAIF: "Water likely leaking from No.1 reactor" [68] --PM3 16:58, 12. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Siehe auch den Link auf ein japanisches Video, in dem die Worte "China Syndrome" vorkommen hier. BNutzer 18:57, 12. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Das könnte dann gleichermaßen Nr. 3 betreffen, denn da gibt es das gleiche Problem, dass die den Reaktor nur teilweise mit Wasser aufgefüllt bekommen. --PM3 19:14, 12. Mai 2011 (CEST)Beantworten

Was für ein Chaos. Tepco sagte bisher unter anderem

  1. Dass man in die Reaktoren etwas mehr Wasser einspeist, als darin durch die Nachzerfallswärme verdampft.
  2. Dass sowohl der Druck- als auch der Sicherheitsbehälter von Nr. 1 intakt seien. Wie kommt dann der Dampf nach draußen? Von Ventings hört und merkt man nichts.
  3. Dass Wasser aus dem Reaktorkern ins Turbinengebäude gelaufen ist, was man sich nicht erklären könne, da ja alle Behälter intakt seien.
  4. Dass man den Sicherheitsbehälter von Nr. 1 auffüllen will, indem man mehr Wasser in den Druckbbehälter einspeist. Wie funktioniert das bei einem dichten Druckbehälter?

Und nun tun oder sind sie ganz überrascht dass die Behälter beide kaputt sind. Was soll denn das? Entweder läuft das "feed and bleed" kontrolliert ab, oder nicht. Das muss man doch wissen. Anscheinend haben die einfach nur Wasser in irgendeine Leitung reingepumpt und nicht weiter drüber nachgedacht, was mit dem Wasser dann passiert ?! Das kann doch nicht wahr sein.

Ich frag mich, ob es überhaupt noch Sinn macht, den Unfallablauf hier im Artikel weiter zu dokumentieren. Vielleicht besser nur die "Chronik" fortschreiben, und in einem halben Jahr kann man dann rückblickend versuchen, den Unfallablauf daraus zu rekonstruieren. --PM3 20:19, 12. Mai 2011 (CEST)Beantworten

Wie passt das alles eigentlich zu dem immer noch vorhandenen Überdruck im Druck- und im Sicherheitsbehälter? [69] Spinnen die Messinstrumente? Oder sind die Behälter womöglich doch nicht undicht, sodern das Wasser kommt - wie bei Block 3 - gar nicht im Reaktor an? --PM3 21:21, 12. Mai 2011 (CEST)Beantworten

"holes had been created by melted nuclear fuel at the bottom of the No. 1 reactor's pressure vessel. The company said it has found multiple holes adding up to several centimeters in welded piping." Kyodo --PM3 22:40, 12. Mai 2011 (CEST)Beantworten

Frühe Kernschmelze
Die jetzt veröffentlichten Ergebnisse, dass ab dem 11.3. 19 Uhr die Kerschmelze in Reaktor 1 begann, passen wesentlich besser zum Unfallgeschehen als die bisherigen offiziellen Statements, in denen maximal von "Brennstabbeschädigungen" die Rede war.
  • Etwa 24 Stunden nach Beginn des Störfalls kam es zu einer Wasserstoffexplosion am Reaktor 1. Damit sich Wasserstoff in nennenswerten Mengen bilden kann, müssen die Brennstäbe mindestens 900°C bis 1200°C heiß gewesen sein, so dass das Zikonium der Brennstabhüllen mit dem umgebenden Wasserdampf reagieren konnte. Dies ist kann aber nur passieren, wenn wesentliche Teile der Brennstäbe nicht mehr von Wasser bedeckt sind und somit nicht mehr gekühlt werden.
  • Die Zirkonium-Wasser-Reaktion ist stark exoterm, das heißt, die Temperatur der Brennstäbe nimmt noch wesentlich stärker zu als sie es durch den Zerfall der Spaltprodukte ohnehin tun würde. Somit ist es hochgradig wahrscheinlich, dass hierbei Brennstabtemperaturen oberhalb 1750°C erreicht werden, bei denen das Zirkaloy der Brennstabhüllen anfängt zu schmelzen, und es ist ebenso wahrscheinlich, dass Temperaturen oberhalb 2250°C ereicht werden, bei denen es zum Zusammenbruch der Brennelementtrukturen kommen kann. Im Artikel Corium wird zudem berichtet, dass es unter bestimmten Bedingungen zu einem Eutektikum zwischen Zirkaloy und Uranoxid kommen kann, beidenen eine Schmelze der Brennstoff-Pellets schon bei Temperaturen unter 2000°C eintreten kann.
  • Brechen die Brennelement-Strukturen zusammen, fallen die Trümmer weiter nach unten. Selbst wenn diese TRümmer nach unten in Bereiche des Reaktordruckbehälters fallen, indenen sich noch Wasser befindet, muss das nicht heißen, dass noch genügend Wasser in das Innere des Trümmerberges kommt. Spätestens hier kann sich möglicherweise die Temperatur im Inneren des Trümmerberges so weit erhöhen, dass die Schmelztemperatur von Uranoxid (2850°C) überschritten wird und zumindest eine teilweise Kernschmelze entsteht.
Der langen Rede kurzer Sinn: Die Produktion größerer Mengen Wasserstoff im Reaktorkern geht sehr wahrscheinlich mit dem Beginn einer Kernschmelze einher.
Ich kann mir im Übrigen nicht vorstellen, dass Tepco und NISA dies nicht gewusst haben. Ich gehe eher davon aus, dass solche Zusammenhänge bewusst verschwiegen wurden, um die Bevölkerung nicht zu beunruhigen.
Skyhead 01:35, 18. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Tepco redet immer recht zurückhaltend, das muss man entsprechend relativieren. Wenn ein Reaktorblock explodiert sagen die "lautes Geräusch", und bei Kernschmelze halt "beschädigte Brennstäbe". Die NISA spricht schon seit einem Monat offiziell von Kernschmelze in Nr. 1 bis 3, und die Regierung seit zwei Monaten (siehe unser Artikel). --PM3 02:08, 18. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Und diese Tepco-Simulation mit der extrem frühen Schmelze hat ein paar Pferdefüße:
  • In Reaktor 2 dauerte es nach dem Kühlungsausfall mindestens 6 Stunden von "voller Wasserstand" bis "Unterkante Brennstäbe". [70] Warum soll das in Reaktor 1 doppelt so schnell gegangen sein?
  • Warum soll der Wasserstand nach Beginn der Wassereinspeisung um 5:50 plötzlich eingebrochen sein, statt sich etwas zu stabilisieren? [71]
  • Warum kam kam der heftige Druckanstieg im Sicherheitsbehälter mit ca. 6 Stunden Verspätung nach dem Verdampfen des meisten Kühlwassers? Alleine schon Kernschmelzeschäden am RDB müssten früher für einen unfreiwilligen Druckabbau in den SB gesorgt haben, von automatischen oder manuellen Entlastungen mal abgesehen.
Ich hab den Verdacht, dass da irgendwo am grünen Tisch was rumgerechnet wird, ohne gesunden Menschenverstand, wie schon bei so vielen vorausgehenden Informationen. Warum sollten wir ausgerechnet dieser nun glauben?
Siehe auch der Disclaimer: [72] "Time and operations described herein might be revised according to the accident investigation in the future." Alles unverbindliche Theorie. --PM3 02:54, 18. Mai 2011 (CEST)Beantworten


Nach den Messdaten von Tepco (Quelle 120) kann man die Zeitpunkte von Kernschmelzen schon etwas besser eingrenzen:
  • In Reaktor 1 begannen die Brennstäbe ab dem 12.3. zwischen 8 und 10 Uhr morgens teilweise trocken zu liegen. Ca. 6 Stunden später kam es zur Wasserstoffexplosion. Innerhalb dieses Zeitraums müssen sich die Brennstäbe von ca. 400°C im Wasser auf mindestens 1200°C erhitzt haben, so dass eine genügend starke Wasserstoffreaktion eintrat. Diese Reaktion muss einige Zeit angehalten haben, damit nennenswerte Mengen an Wasserstoff erzeugt wurden. Spätestens nach weiteren 6 Stunden, wahrscheinlich aber wesentlich früher, wären Temperaturen zwischen 1800°C und 2200°C erreicht, bei denen die Brennstabhüllen schmelzen und die Brennelemente zusammenbrechen. Die Folge wäre eine Teil-Kernschmelze, die von dem sich bildenden Trümmerhaufen ausgeht.
    Den von Tepco angegebenen Kernschmelz-Zeitpunkt 11.3. 19 Uhr halte ich angesichts der Messdaten für zu früh. Einen Zeitpunkt am Mittag oder Nachmittag des 12.3. halte ich dagegen für wesentlich wahrschinlicher.
  • Bei Reaktor 2 begannen ab dem 14.3. zwischen 14 und 16 Uhr nachmittags die Brennstäbe teilweise freizuliegen. In der Folge muss es auch hier zur Produktion von Wasserstoff gekommen sein. Ca. 15 Stunden später kam es zu einer Explosion. Danach blieb der Wasserstand niedrig.
    Mit den gleichen Überlegungen wie bei Reaktor 1 hieße das, dass auch hier spätestens am 15.3. die nicht mehr im Wasser befindliche Brennelemente zusammengebrochen sein müssen und zumindest eine Teil-Kerschmelze begonnen hat.
  • Die längeren Zeiträume zum Verdampfen des Wassers in Reaktor 2 gegenüber Reaktor 1 lassen sich mit dem späteren Zeitpunkt erklären. Der starke Verlust des Wassers trat in Reaktor 1 ca. 18 Stunden nach der Abschaltung ein. Hier entsprach die Nachzerfallswärme noch ca. 1% der Wärmeleistung des Reaktors. Bei Reaktor 2 trat der Verlust des Kühlmittels 3 Tage nach dem Abschalten des Reaktors auf, bei einer Nachzerfallwärme in Höhe von weniger als 0,5% der Wärmeleistung des Reaktors. Mit der halben relativen Leistung braucht die Aufheizung eben doppelt so lange. (Reaktor 1 hat zwar eine geringer Leistung als Reaktor 2, dafür muss hier aber nicht soviel Materieal erhizt werden, so dass sich dies ausgleichen dürfte)
  • Nach den Messdaten von Tepco begannen die Brennstäbe von Reaktor 3 ab dem 13.3. 12 Uhr mittags freizuliegen. Auch hier blieb der Wasserstand danach dauerhaft niedrig. Ca. 24 Stunden später kam es zu einer Wasserstoffexplosin, deren Wucht erheblich größer war als die von Reaktor 1. Daraus könnte man schließen, dass hier die Wasserstoffproduktion erheblich länger als in Reaktor 1 stattfand, so dass sich größere Mengen an explosiven Gasen gebildet haben.
    Mit den gleichen Überlegungen wie bei Reaktor 1 hieße das, dass auch hier spätestens am 14.3./15.3. die Bedingungen für zumindest eine Teil-Kerschmelze vorgelegen haben.
  • Den Druckangaben würde ich keine allzu große Bedeutung zu messen, da immer wieder Ventings stattfanden (oder unterblieben), so dass der gemesene Druck nicht unbedingt mit den Vorgängen im Reaktor zusammen zu hängen braucht.
Skyhead 01:20, 19. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Die Messdaten zu den Wasserständen kannst du größtenteils vergessen, weil die Messgeräte durch Überdrücke, Stromausfall oder andere Effekte dekalibriert wurden, siehe [73], Seite 2, und [74]: "there could be far less cooling water in the pressure vessels of Nos. 2 and 3". Die haben zwei Monate lange Wasser angezeigt, wo keines war. Nur die Daten von Reaktor 2 bis ca. 14.3. 18:00 sehen so aus, also könnten sie stimmen. --PM3 08:49, 19. Mai 2011 (CEST)Beantworten


Selbst wenn man den angegebenen Messwerten von Tepco nicht sicher sind, kann man den Zeitpunkt der Kernschmelzen in Reaktor 1-3 auch aus anderen Überlegungen bestimmen. In den Caltec Unterlagen [75] gibt es einige interessante Details, die zu einer Abschätzung der Vorgänge im Reaktor verwendet werden können.
  • Angaben zum Luftvolumen im Reaktorgebäude 28000 m3 (Seite 64) und den erforderlichen Wasserstoffmengen für eine Knallgasexplosion mind. (20 Volumen % oder 5600 m3 H2 oder 500 kg H2). (Seite 69)
  • Angaben zu den Wasserstoff-Produktionsraten bei bestimmten Brennelement-Temperaturen (zwischen 3 und 40 mg H2 pro m2 Brennelementoberfläche und Sekunde) (Seite 62)
Temperatur H2 Produktionsrate Menge H2/h Reaktor1 Menge H2/h Reaktor2/3
1000°C 3 mg/m2/s 34 kg/h 50 kg/h
1200°C 9 mg/m2/s 100 kg/h 150 kg/h
1400°C 18 mg/m2/s 200 kg/h 300 kg/h
1600°C 36 mg/m2/s 400 kg/h 600 kg/h
zu grunde liegende Werte: Brennstblänge ca. 4 m, Dicke ca. 1 cm, ca. 0.12 m2 Oberfläche pro Brennstab (Seite 9)
Reaktor 1: 63 x 400 Brennstäbe, ca. 3200 m2 Gesamtoberfläche
Reaktor 2/3: 63 x 548 Brennstäbe, ca. 4400 m2 Gesamtoberfläche
ein vollständig trocken gefallener Reaktor würde je nach Brennstabtemperatur in 1-6 Stunden die Wasserstoffmenge produzieren, die für die beaobschteten Explosionen erforderlich ist. Liegen die Brennstäbe nur zur Hälfte frei, verdoppelt sich diese Zeit.
  • Angaben zu Zeiten, die ein trocken gelaufener Reaktor braucht, um mit der Wasserstoff-Produktion zu beginenn (laut Caltech ca. 1 Stunde (Seite 64)). Damit wesentliche Mengen an Wasserstoff freigesetzt werden, sollte die Brennstab-Temperatur mindestens 1200°C betragen. Hierzu ist eine Erhitzung der Brennstäbe um ca. 800°C gegenüber dem gekühlten Zustand erforderlich. Bei vollständig trocken gefallenen Reaktoren muss in Reaktor 1 eine Masse von 68 t Uranoxid erhitzt werden, in Reaktor 2/3 eine Masse von 94 t. Die erzeugte Wärmeleistung aus dem Zerfall der Spaltprodukte betrug in Reaktor 1 zum Zeitpunkt der Wasserstoffexplosion ca. 1% der thermischen Leistung, also ca. 14 MW, in Reaktor 2/3 wehen des späteren Zeitpunkts ca, 0.5% der thermischen Wärmeleistung,also ca. 12 MW. Angenommen wurde hierbei eine spezifische Wärmekapazität von Uranoxid von ca. 1 kJ/kg/K.
    Mit Hilfe der Formeln zur spezifischen Wärmekapazität kann man mit Hilfe dieser Angaben versuchen, die Zeit zu bestimmen, die erforderlich ist, um die Brennstäbe entsprechend aufzuheizen: Es gilt:
<Zeit zur Aufheizung> = <spezifische Wärmekapazität> * <Masse> * <Temperaturdifferenz> / <Wärmeleistung>
Hiermit erhält man für Reaktor 1 eine Zeit von etwas über einer Stunde, für Reaktor 2/3 eine Zeit von ca. 1 h 40 min. Das passt zu den Daten von Caltec. Liegen die Brennstäbe nur halb frei, ändert sich an diesen Zeiten nichts, da dann die betroffene Masse als auch die zur Verfügung stehende Wärmeleistung sinkt.
Daraus ergibt sich folgendes Bild:
  • nach dem Verlust des Kühlmittels erhitzen sich die Brennelement in ca. 1-2 Stunden so stark, dass das Zirkon der Brennstäbe mit dem Wasserdampf reagiert. Bei halb frei liegenden Brennstäben beginnt die Wasserstoffproduktion mit ca. 50 kg/h in Reaktor 1 und 75 kg/h in Reaktor 2/3
  • Innderhalb von 30 Minuten (Reaktor1) bis 50 Minuten(Reaktor 2/3) erhitzen sich die Brennstäbe um weitere 400°C, so dass die Wasserstoffproduktion in vollem Umfang vor sich geht (ca. 200 kg/h in Reaktor 1, ca. 300 kg/h in Reaktor 2/3). Das heißt, 500 kg Wasserstoff, die zu den beobachteten Explosionen erforderlich sind, wären in Reaktor 1 3-4 Stunden nach dem trocken fallen errricht, in Reaktor 2/3 ca. 4 Stunden nach dem trocken fallen des halben Reaktorkerns.
  • Ca. 3 Stunden nach dem trocken fallen wären in Reaktor 1 auch die Brennstäbe auf über 2600 heiß geworden, dass die Brennelemente zusammen brechen und die Kernschmelze beginnt. In den Reaktoren 2/3 wäre nach dieser Rechnung dieser Zeitraum knapp 5 Stunden nach dem Trockenfallen erreicht. Das heißt, zu dem Zeitpunkt, wo sich genügend Wasserstoff für eine Wasserstoffexplosion gebildet hat, beginnt auch die Kernschmelze.
So weit diese eher theoretische Überlegungen über den Zeitpunkt der Kernschmelze.
Hierzu passt, dass Tepco laut aktuellen Nachrichtenmeldungen eingeräumt hat, dass zum Zeitpunkt der Wasserstoffexplosionen auch die Kernschmelzen in den Reaktoren 1,2 und 3 begonnen haben
Skyhead 03:28, 25. Mai 2011 (CEST)Beantworten


Hier zum Vergleich die Timeline aus den beiden Tepco-Dokumenten [76] [77], plus Explosionsdaten:
  • 11.3. 18:00, Block 1: Wasserstand fällt unter Oberkante Brennstäbe
  • 11.3. 19:30, Block 1: Brennstäbe liegen komplett trocken
  • 11.3. 20:00, Block 1: Brennstäbe erreichen ca. 2800 °C
  • 12.3. 15:36, Block 1: Explosion
  • 13.3. 07:20, Block 3: Wasserstand fällt unter Oberkante Brennstäbe
  • 13.3. 09:00, Block 3: Brennstäbe liegen komplett trocken, Kernschmelze beginnt
  • 14.3. 03:00, Block 3: Großteil des Kerns ist geschmolzen
  • 14.3. 11:01, Block 3: Explosion (beschädigt Block-2-Kühlpumpen)
  • 14.3. 18:00, Block 2: Wasserstand fällt unter Oberkante Brennstäbe
  • 14.3. 19:30, Block 2: Brennstäbe liegen komplett trocken
  • 14.3. 20:00, Block 2: Kernschmelze beginnt
  • 15.3. 06:10, Block 2: sogenannte "Explosion" in/an der Kondensationskammer
  • 15.3. 08:00, Block 2: Großteil des Kerns ist geschmolzen
Tepco rechnet also mit einem viel schnelleren Aufheizen der Brennelemente als du. --PM3 22:26, 25. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Die NISA rechnet damit, dass es noch schneller zur Schmelze kam. Beim Wasserstoff schätzen sie eine Gesamtproduktion von 1000 kg in Nr. 1 und 3, 800 kg in Nr. 2. [78]--PM3 00:17, 8. Jun. 2011 (CEST)Beantworten
Kernschmelze auf Raten, nächster Akt: "'Melt-through' at Fukushima? / Govt report to IAEA suggests situation worse than meltdown" [79] --PM3 01:04, 8. Jun. 2011 (CEST)Beantworten

Auswertung der Systemdaten

Letzter Kommentar: vor 13 Jahren75 Kommentare4 Personen sind an der Diskussion beteiligt

Datenquellen:

Block 1

Bei Block 1 brechen sämtliche Datenaufzeichnungen mit dem Tsunami ab und kommen dann erst zwei Wochen später mit dem externen Stromanschluss wieder. Einzelne Messwerte gibts erst wieder ab dem 11.3. abends. Ob da nach dem Tsunami überhaupt noch irgendeine Stromversorgung vorhanden war? --PM3 16:20, 20. Mai 2011 (CEST)Beantworten

Oh doch, die Wasserstandsaufzeichnung läuft weiter. Wenn ich richtig gezählt habe ([80] Seite 5-6):

  • bis 14:46: +350 cm
  • 14:55: +300 cm
  • 15:20: +200 cm, plötzlich gefallen
  • 15:40: -80 cm, plötzlich gefallen
  • 17:24: -80 cm, stabil seit 15:40 (IC in Betrieb)
  • 17:31: -165 cm, schnell gefallen seit 17:24 (IC ausgefallen?)
  • 17:59: -165 cm, stabil seit 17:31 (IC wieder in Betrieb?)
  • 18:00: plötzlicher Abfall der Anzeige auf -300/Minimum; Batterie am Ende?
  • 18:09: Anzeige tot, Batterie leer?

Tepco-Meldungen:

  • 16:36: Ausfall der Wassereinspritzung in Reaktor 1
  • ??:??: geht wieder
  • 17:07: endgültiger Ausfall

Das ist die halbe Stunde Abstand zwischen den Zeiten 17:24 und 18:00 oben, irgendwo muss ich mich um eine Stunde verzählt haben.--PM3 16:44, 20. Mai 2011 (CEST)Beantworten

Ich finde keinen Fehler in meinen Berechnungen. Sind die Tepco-Uhrzeiten um eine Stunde verschoben?? --PM3 16:58, 20. Mai 2011 (CEST)Beantworten

Hmmm, schwieriger Fall. Ich lese die Grafik so (ohne inhaltliche Bewertung)
Ab Erdbeben: 1200 mm/h / (60min/h) = 20 mm/min. Wo liegt der Unterschied in den Füllstandsskalen ??
  • 14:47 350 cm
  • 14:49 -80 cm
  • 15:07 -140 cm
  • 15:08 -160 cm
  • 15:13 Ausfall Messung

Ich hoffe, ich habe im Moment ein Brett vorm Kopf. Ansonsten hätten wir es mit einem MASSIVEN Leck zu tun ... --Trigonomie - ☎ 17:42, 20. Mai 2011 (CEST) --TrigonomieBeantworten

Die 1200 mm/h können nicht stimmen, das müssen 120 mm/h sein, sonst passt überhaupt nichts. --PM3 17:44, 20. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Bei Reaktor 2 sind es auch 1200 mm/h... [81] --Trigonomie - ☎ 17:50, 20. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Oder ganz eindeutig: Block 3: [82] Man kann die Minuten zählen bis zur Markierung 15:38 Zeitpunt des SBO lt. [83] --Trigonomie - ☎ 18:00, 20. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Hm, ok. Mit meiner 120-mm/h-Interpretation stehe ich ja auch im Widerspruch zu den Tepco-Meldungen.
Anhand der (mutmaßlichen) seismischen Daten wissen wir dass der heftige Teil des Bebens zwischen 14:48 und 14:50 stattfand, und das würde dann zusammen mit dem Rohrbruch genau auf den massiven Wasserverlust um 14:49 passen. --PM3 18:22, 20. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Auch der Druck im Reaktor bricht sofort mit dem Erdbeben zusammen: [84]. Der Schreiber schaltet nicht in die beschleunigte Aufzeichnung! Kein Wunder, dass die Kühlung mit dem IC nicht funktioniert hat!!! --Trigonomie - ☎ 18:38, 20. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Was ist dann von den 6,9 MPa Reaktordruck um 20:07 [85] zu halten?
Und wie passen diese Wasserstände zu der hübschen Tepco-Grafik hier? --PM3 19:00, 20. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Hmm, schlussendlich kann natürlich auch die Aufzeichnung falsch sein. Aber auch die Temperatur im Containment ist sofort stark angestiegen: (Seite 32) --Trigonomie - ☎ 19:07, 20. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Lt. der Grafik [86] ist der erste vergleichbare Wert zwischen Reaktorbehälter und Containment am 12.03 um 2:45 Uhr. Hier sind die werte schon gleich. 0,84 MPa = 8,4 bar ... --Trigonomie - ☎ 19:16, 20. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Ja. Genau das war die Argumentationsbasis in dem Spiegel-Artikel [87], um einen Leitungsbruch innerhalb des Containments anzunehmen.
Die Frage ist jetzt halt, wem wir mehr trauen wollen: Den automatischen Aufzeichnung von Geräten, die vom Erdbeben durchgeschüttelt wurden, oder den manuellen von Mitarbeitern, die ebenfalls durchgeschüttelt wurden? Ich tendiere auch mehr zu ersterem. --PM3 19:26, 20. Mai 2011 (CEST)Beantworten
"NISA directed TEPCO to evaluate the impact of the earthquake’s shake on the reactor buildings, turbine buildings, and facilities and piping, etc. that are important for seismic safety." (vorgestern) [88] --PM3 19:31, 20. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Zusammen mit den Tepco-Erläuterungen und den anderen Wasserstands-Messwerten sieht es wohl so aus, dass die Messgeräte durch die heftigen Druckschwankungen irritiert wurden und stark schwankende Wasserstände angezeigt haben. Die Druckschwankungen erklärt Tepco mit periodischen, automatischen Druckentlastungen oder periodischer Aktivität des Isolation Condensers.
In den Zeitungsberichten stand mal wieder eine Menge Mist drin, ich muss das jetzt nochmal überarbeiten :-/ --PM3 20:31, 21. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Tepco erklärt allerdings nicht, warum das RHR bei Block 1 nicht startete. Hatten die gebrochenen Rohre vielleicht mit dem RHR zu tun? --PM3 20:40, 21. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Tepco geht sogar noch weiter und behauptet, es gab "no safety abnormalities at the reactors at the Fukushima Daiichi nuclear plant until the tsunami came." Außerdem behauptet Tepco: "the quake caused no major damage to the main piping and other parts of the reactors. ... TEPCO undertook its analysis using the available data and interviews with plant workers.". [89] RHR funktioniert nicht, aber Tepco erkennt keine Probleme. Warum dürfen die überhaupt Kernkraftwerke betreiben? Welche Arbeiter hat man denn interviewt? Die, die während des Erdbebens auf dem Klo saßen? --PM3 20:08, 23. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Am liebsten fragt man die Kollegen, die in der PR-Abteilung sitzen ;-) Was ist von der Aussage zu halten, dass Arbeiter den IC manuell abgeschaltet haben und erst nach drei Stunden wieder einschalten konnten ?? --Trigonomie - ☎ 13:05, 24. Mai 2011 (CEST)Beantworten
... zumal Tepco erst vor einer Woche behauptete, der IC hätte sich zwischen 15:02 und 15:40 mehrfach ein- und wieder ausgeschaltet: "Isolation Condenser repeated operation" [90]
Der kaputte Stahlungssensor im Drywell von Block 1 hat sich übrigens auf wundersame Weise von selbst repariert. Als die Daten hoch gingen war er defekt, jetzt wo sie wieder niedriger sind geht's wieder: Systemzustand während der Nuklearkatastrophe von Fukushima#Strahlung in den Reaktoren --PM3 16:23, 24. Mai 2011 (CEST)Beantworten
hier finde ich Folgendes:
* IC ein um 14:53 (Seite 19)
* IC aus um 15:03
* CCS B ein um ca. 15:05 (Seite 13)
* CCS A ein um ca. 15:11
Hier gibt es eine Tepco-Analyse in Block 1-3. Da steht auf Seite 3 oben was von Containment Spray um 15:07; kann das das CCS sein? Ich finde bei Block 1 nirgendwo etwas zu RHR. --PM3 14:47, 25. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Spontan würde ich CCS als "Core Cooling System" übersetzen. Bei der Nisa Präsentation auf Seite 18 ist u.a. das Core Spray System dargestellt. Deine Quelle: [91] ist echt super. Hier die zusammengefasste Reihenfolge:
14:47 Schnellabschaltung
14:47 Notstromgeneratoren werden aktiviert
14:52 Aktivierung Isolation Condenser
15:03 Abschaltung Isolation Condenser
15:07 Aktivierung Containment Vessel Spray Pumpe und Core Spray Pumpe
15:37 Versagen der Notstromgeneratoren (Aktivierung HPCI ??)
16:36 Wasserstand fällt zu stark ab
??:?? Wasserstand fällt doch nicht
17:07 Wasserstand fällt doch
18:18 Versuch den Isolation Condenser erneut zu starten (Kreis A+B) - Erfolg nicht bestätigt
18:25 Isolation Condenser Kreis A wird wieder deaktiviert, in Folge anscheinend mehrere Schaltversuche
19:30 Reaktorkern liegt komplett trocken, laut Simulation
20:00 HPCI schaltet ab aufgrund Batterieversagen
21:30 Isolation Condenser Kreis A wird letztmalig abgeschaltet
01:48 (12.03) Bestätigung, dass Nachfüllung des IC Systems über das Feuerlöschsystem versagt hat.
05:46 (12.03) Wassereinspeisung durch Feuerwehrpumpen --Trigonomie - ☎ 17:59, 25. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Ich habe die Tepco-Dokumente mal oben zusammengestellt: #Tepco-Dokumente und -Analysen. In deiner Liste habe ich noch die Wasserstandsmeldungen von hier und hier eingefügt. Die Block-1-Kernschmelzensimulation hat Tepco gestern nach erneuter Prüfung nochmal bestätigt: [92] --PM3 20:09, 25. Mai 2011 (CEST)Beantworten
In Verbindung mit Deinen Wasserstandsdaten habe ich den Eindruck, dass HPCI nicht funktioniert hat (auch schon ohne "soaked" Batteries). Das würde auch damit zusammen passen, dass der IC noch weiterhin bedient werden konnte nachdem HPCI ausgefallen ist. --Trigonomie - ☎ 06:34, 26. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Nachgereichte Übersetzung von CCS: "Containment cooling system" [93]. --Trigonomie - ☎ 07:43, 9. Jun. 2011 (CEST)Beantworten

Block-2-Notkühlung schon um 15:02 ?!

Laut Yomiuri Shimbun startete das RCICS von Block 2 schon um 15:02, kurz nach dem Erdbeben und lange vor dem Tsunami. Wenn das stimmt würde es bedeuten, dass auch bei Block 2 irgendein bislang unbekannter Erdbebenschaden auftrat.

Wer kann die japanischen Dokumente soweit entziffern, um das zu überprüfen? --PM3 16:37, 19. Mai 2011 (CEST)Beantworten

Es ist eine echte Strafarbeit diese Datenflut durchzuschauen. Hier wohl das Dokument mit den gesuchten Daten. Auf Seite 35 geht es mit dem RCIC los. Die erste Aufzeichnung meine ich auf Seite 36 an der Stelle "6" des Bandes erkennen zu können. Weiter geht es auf Seite 37 auch an Stelle 6. Die Zuordnung zu Zeiten ist mir noch schleierhaft. --Trigonomie - ☎ 16:52, 19. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Ich habe mir die Aufzeichnung jetzt genauer angesehen und komme nun auch auf ca. 15:02 Uhr für den Start des RCIC. Denn: Die Stelle 14:47 ist markiert (Annahme, stimmt so ca.). Bislang stellte jeder Abschnitt eine Stunde dar. Mit dem Erdbeben wurde die Bandgeschwindigkeit erhöht und ab sofort steht jeder Abschnitt für eine Minute (lt. Legende an der Seite). Bis zum Beginn der Aufzeichnungen vergehen noch 16 Minuten. ... Also 15:02 Uhr! --Trigonomie - ☎ 17:43, 19. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Das muss jedoch noch nicht bedeuten, dass ein weiterer Erdbebenschaden auftrat. Die Zeit bis zum Anlaufen der Notstromdiesel musste überbrückt werden. Wenn ich es richtig sehe schaltete sich das RCIC nach der 23 Minuten bereits wieder ab, also um 15:25 Uhr. Um 15:27 war der Tsunami da ...--Trigonomie - ☎ 17:49, 19. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Wenn man das System verstanden hat, wird es so richtig gut! Das RHR startete demnach 19 Minuten nach dem Erdbeben ... --Trigonomie - ☎ 18:13, 19. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Und noch mehr: Mit Beginn des Erdbebens ist der angezeigte Wasserstand im Reaktor direkt um 1 mtr gefallen. (Pumpenausfall???) In den folgenden 49 Stunden ist der Wasserspiegel um einen weiteren Meter gefallen. --Trigonomie - ☎ 18:27, 19. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Eine Fundgrube!! [94] Seite 70: 15:02 RCIC=ON 15:28 RCIC=OFF (Seite 77). Und noch eine Bestätigung 15:05 Uhr RHR A=ON, 15:06 RHR C=ON --Trigonomie - ☎ 19:17, 19. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Oha, sehr interessant. 15:37 RHR A = OFF, RHR C = OFF (Tsunami - Pumpen kaputt, oder schon die Elektrik überschwemmt?), 15:39 RCIC = ON. Sehe ich das richtig, dass es diese detaillierten Daten nur aus der ersten Stunde gibt? Nichts zu den späteren Druckentlastungen und Systemausfällen? Ich schau mir jetzt erst mal Block 1 an. --PM3 22:51, 19. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Die jetzt veröffentlichen Daten von Tepco decken anscheinend wirklich nur wenige Stunden vor und hinter dem Erdbeben ab. Mal sehen, ob später nochmal mehr kommt. Um 15:41 (Seite 99) übrigens nochmal ein Versuch RHR B zu starten mit sofortiger Abschaltung. --Trigonomie - ☎ 11:38, 20. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Um 14:51 - 14:53 wars auch mal kurz an: [95], Seite 10 --PM3 23:30, 19. Mai 2011 (CEST) Das war wohl in Zusammenhang mit dem Umschalten von Netz auf Notstrom, siehe unten. Aber warum dann nochmal von 15:02 bis 15:06? --PM3 03:29, 20. Mai 2011 (CEST)Beantworten
[96] 14:50 RCIC=ON, 14:51 RCIC=OFF (Füllstand OK?? + Notstrom vorhanden?), 15:02 RCIC (Füllstand unterschritten?? RHR zu spät gestartet?) wieder an. AB 15:05 ist RHR an. Die Abschaltung des RCIC finde ich erst um 15:25 (Füllstand wieder ausgeglichen?, RHR läuft ja auch schon)--Trigonomie - ☎ 11:38, 20. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Ok, ja, das hingt wohl mit dem RHR zusammen, dito dann bei Block 3.--PM3 15:42, 20. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Hier ist eine sehr schöne Übersicht zum RCIC: [97] Der Drehzahlmesser ist anscheinend mit dem Tsunami ausgefallen? Könnte das auf Seite 66 ein Seismometer sein? --PM3 04:24, 20. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Das mit dem Drehzahlmesser ist komisch. Kann mir kaum vorstellen, dass der Tsunami damit was zu tun gehabt haben kann, da sich die Bauteile wohl im Reaktorgebäude befinden. Das mit dem Seismometer kann gut sein. Eine Schwingung um ca. 700 mm ist aufgetragen. (horizontal oder vertikal??) --Trigonomie - ☎ 11:38, 20. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Hier sind die vollständigen seismischen Daten: [98] --PM3 19:42, 20. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Oops, gleiches Spiel bei Block 3 [99] 15:06/15:25 RCIC --PM3 04:39, 20. Mai 2011 (CEST)Beantworten
In Deiner Quelle sehr schön zu sehen: Die "Event" auslösenden Füllstände im Reaktor. Vergleiche hier, Seite 44 und 45 z.B. 14:56 L-8, 12:35 L-2 --Trigonomie - ☎ 12:08, 20. Mai 2011 (CEST)Beantworten

Block 3

RCIC / HPCI

Block 3 ist der einzige, für den Daten bis zum 14.3. (morgens) vorhanden sind. Ich sehe da eine Unzahl von Meldung zu RCIC, HPCI und sogar LPCI. Das scheint für die anderweitigen Informationen zu bestätigen, dass die die ganze Zeit über damit gekämpft haben, eines der Systeme stabil ans Laufen zu bekommen.

Jetzt bräuchte ich jemanden, der die japanischen Kommentare hier übersetzen kann (Seite 17-22):

11.3.

  • 15:06 - 15:25 RCIC ...
  • 16:03 RCIC ... -500mm
  • 16:13 HPCI, RCIC ...
  • 16:16 RCIC ... -900mm

12.3.

  • 04:04 HPCI ...
  • 11:13 RCIC ... [OFF]
  • 11:36 RCIC ... +200mm
  • 12:35 HPCI ...
  • 12:55 RCIC ...
  • 20:57 ECCS ... [OFF]

13.3.

  • 02:42 HPCI ... 0,58 MPa
  • 03:35 HPCI FIC ...
  • 03:37 RCIC ...
  • 03:39 HPCI AOP ...
  • 04:06 HPCI ... OFF
  • 05:08 RCIC ...
  • 07:43 LPCI ... RHR B ...
  • 08:40-9:10 RHR ...

14.3.

  • (06:10 Ende der Daten)

--PM3 15:42, 20. Mai 2011 (CEST)Beantworten

Heftiger Temperaturanstieg hier auf Seite 52/53, vom 11.3. 3:40 bis 12.3. Mittags. --PM3 18:32, 21. Mai 2011 (CEST)Beantworten

[100]: Nach dem SBO ging der Wasserstand steil nach unten, -1,5 Meter in 25 Minuten (Seite 1). Und dann erst ging gegen 16:02 das RCIC an (Seite 6). --PM3 23:18, 21. Mai 2011 (CEST) ... und dann gings bis Mitternacht heftig auf und ab. [101] Ich bezweifle, dass das so vorgesehen war, das RCIC scheint ziemlich rumgesponnen zu haben. Am nächstn Mittag dann plötzlicher Druckabfall im RDB (nächste Seite im gleichen Dokument). --PM3 00:47, 22. Mai 2011 (CEST)Beantworten

Wenn der Reaktor runtergefahren wird und weniger Wärme produziert, werden die Dampfbläschen im Bereich der Brennstäbe weniger/kleinere - und verdrängen damit weniger Wasser.
Wie ich schon mal zu einem anderen Reaktortyp erwähnte: Nach Abschalten der Zirkulation(spumpe) kommte es zu einer Trennung der Wasser- und Dampfphase. --Virtualiter 02:10, 22. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Und warum ist der Wassestand dann innerhalb der nächsten halben Stunde wieder auf den ursprünglichen Wert angestiegen? Und dann immer wieder runter und hoch? [102] Tepco sagt, das hätte mit dem RCIC zu tun. [103] Ich sehe gerade, dass es in Block 2 ähnliche Schwankungen gab, nur nicht so heftig. Und es passt auch von der Größenordnung her ganz gut auf den Link von Trignonomie oben [104]: RCIC (BWR/3) Soll-Einschaltung bei -58cm. Mich wundert nur dass das bei Nr. 3 so ungleichmäßig ablief, aber vielleicht wurde reagierte das RCIC ja auf einen anderen der vielen Füllstandssensoren. --PM3 02:42, 22. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Lochbaum erklärt das sehr schön mit der Dampf- und Wasserphase, anhand der Fukushima-Aufzeichnungen aus den ersten Minuten: [105] [106] --PM3 17:07, 28. Mai 2011 (CEST)Beantworten

Lösung

 
RCIC-Betrieb am 11.3.
  • 15:40: SBO, RHR fällt aus, Wasserstand fällt [107]
  • 16:02: RCIC schaltet sich ein, aber nur mit halber Leistung [108]

12.3.

  • 00:00: RCIC schafft's nicht mehr, Kühlwasserstand fällt dauerhaft unter die Nulllinie [109]
  • regelmäßige automatische Druckentlastungen aus RDB in SB [110]
  • 12:30: HPCI schaltet sich ein, alles Paletti, Druck in beiden Behältern runter [111]

13.4.

  • 02:40: HPCI fällt plötzlich aus. Batterie am Ende? Drücke wieder hoch [112]
  • Venting
  • 08:50: Druckbehälter beschädigt (?) - RDB-Druck schlagartig runter von 7,4 auf 1 MPa, gleichzeitig SB-Druck schlagartig hoch von 470 auf 670 kPa. [113] nach offiziellen Angaben gezielte Druckenlastung im Zusammenhang mit dem Beginn der Feuerwehr-Einpumperei; der Druck fiel dann zwei Stunden lang weiter --PM3 13:11, 27. Mai 2011 (CEST)Beantworten
  • Deckeldichtung des SB gibt nach, Dampf + Wasserstoff entweichen ins Gebäude (gemäß Lochbaum-Theorie)
  • mehrere Druckentlastungen
  • Wassereinspeisung per Feuerwehr

14. März

  • Druckentlastung
  • 11:01: Explosion.

--PM3 03:57, 22. Mai 2011 (CEST)Beantworten

Und die NISA hat hier die Reaktordrücke bis zum 13. unterschlagen, daher wussten wir bisher nichts von dem Schaden am Druckbehälter! --PM3 04:43, 22. Mai 2011 (CEST)Beantworten

Block 5

Zu Block 5 gibt es bruchstückhafte Aufzeichnungen bis 23:30 am 11. März. [114] Wenn ich sie richtig deute, sind beide Dieselgeneratoren grundsätzlich durchgelaufen, ebenso wie eine der vier RHR-Pumpen, allerdings haben die Gens wohl wegen der übrigen Elektrikschäden nur noch auf einem von mehreren Ausgängen Stom geliefert? Das widerspricht allen bisherigen Informationen, u.a. hier, dass die Generatoren von Block 5 hinüber waren. --PM3 03:33, 21. Mai 2011 (CEST)Beantworten

Hmm, hier sehe ich nur eine kurze Linie von RHR B auf Seite 24, die dann aprupt abbricht. Keine Daten bei RHR A.

Ah, bei Block 5 gibt es Daten bis zum 20.3.! Hier sehe ich irgendwelche extremen Druckschwankungen, von 0,05 bis 8,3 MPa, allerdings schon ab dem 11.3. so ab 7 Uhr (!?). Am 12.3. gegen 6 Uhr beruhigt es sich wieder, und dann gibt es dann periodische Schwankungen, bei denen regelmäßig Druck abgebaut wird. Was ist das denn? --PM3 04:05, 21. Mai 2011 (CEST)Beantworten

Also ich interpretiere die Block-5-Druckdaten wie folgt:
  • 11.3. 9:00: Der Reaktor geht in Betrieb, Anstieg auf Betriebsdruck von 7,1 MPa. Die Aussage, Block 5 sei zum Erdbebenzeitpunkt außer Betrieb gewesen, ist demnach falsch.
  • 11.3. 14:55: Reaktor wird abgeschaltet. Das sind 15 Minuten Diskrepanz zum Erdbebenzeitpunkt. Entweder ist die Aufzeichnung verschoben, oder die automatische Schnellabschaltung hat nicht funktioniert.
  • Alle Kühlsysteme sind außer Funktion, Druck steigt
  • 12.3. 01:50: Überdruck im Druckbehälter, automatische Druckentlastungen in den Sicherheitsbehälter
  • 12.3. 06:15: HPCI schaltet sich ein und bleibt dann bis zum Cold Shutdown in Betrieb Druckentlastung des RDB?
  • 14.4. 05:00: irgendein Kühlsystem schaltet sich ein - RCIC?
--PM3 21:17, 24. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Hier das gleiche Spiel nochmal auf einem zweiten Drucksensor mit feinerem Messbereich: Anstieg auf 7,1 MPa am 11. 3. um 9:10, und wieder runter um 14:45. In der Nacht dann Anstieg auf Überdruck, und am 12. um 6:00 wieder runter. Im gleichen Dokument auf Seite 29-30 ist der Containmentdruck - und genau der entscheidende Zeitraum zwischen dem 11.3. 6 Uhr und 12.3. 8 Uhr fehlt. --PM3 22:13, 24. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Nee, das Messgerät ist zweimal ausgefallen: Am 11.3. um 15:40, dann kam's am 12.3. gegen 5 Uhr wieder. und dann haben sie es anscheinend nochmal kurz angehalten, damit die Uhrzeit wieder synchron läuft. Das sieht man an dem 6:00-Stempel auf Seite 29 oben an der falschen Stelle. Den gleichen Ausfall gab es bei vielen anderen Messwerten.
Hier sieht man, dass RHR A bis zum SBO nur im "Standby" mit 3t/h lief, und auf Seite 24 sieht man, dass RHR B mit 1452 t/h lief und dann am 11.3. um 7:45 ebenfalls auf 3 t/h runtergeschaltet wurde. Das bestätigt, dass die den Reaktor morgens in Betrieb genommen haben: um 7:45 RHR aus, um 8:30 die Steuerstäbe raus und um 9:30 auf Volllast. --PM3 23:01, 24. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Weitere Bestätigung hier: Reaktor auf Betriebsdruck kurz vor dem Erdbeben (Seite 15), RHR abgeschaltet (Seite 8). --PM3 00:01, 25. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Der plötzliche Druckabfall am 12.3. im RDB kam nicht vom HPCI, denn die Temperatur ist bis zum 14.3. mittags weiter gestiegen und der Wasserstand weiter gefallen. Das ging hier (Seite 54-58) von +870 mm (Normalbetrieb) runter bis auf gute +100 mm. Das heißt: Die die haben am 12.3. um 6 Uhr, als der Strom wieder da war, den RDB druckentlastet, und zwar richtig viel. Hier scheint es allerdings eine Aufzeichnung des Containmentsdrucks von ca. 5-7 Uhr am 12. zu geben (fälschlicherweise mit 11.3. beschriftet), und da seh ich keine Veränderung. Hm. --PM3 01:38, 25. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Für den Druckanstieg am Morgen des 11.03. könnte ich mir auch z.B. vorstellen, dass man im Rahmen der Wartungsarbeiten eine Druckprüfung durchgeführt hat. a) RHR abgeschaltet b)Druck im Reaktor steigt über die Nachzerfallswärme oder Pumpendruck aus dem Speisesystem an. c) Ergebnisse werden ausgewertet. Ich bin leider mit der Auswertung deiner Daten noch nicht durch, da im Moment wenig Zeit. Ich halte es jedoch für ziemlich gewagt daraus auf ein Einschalten des Reaktors zu schließen. --Trigonomie - ☎ 12:06, 25. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Schau auch mal hier: [115] 13:55 Uhr APRM = 0% (APRM= Average Power Range Monitor) ... keine Leistung. MSIV (Main Steam Isolation Valve): 1 (geschlossen) (vergl. z.B. Block 2 [116]). Um 13:55 hat der Reaktor nicht gelaufen. --Trigonomie - ☎ 12:43, 25. Mai 2011 (CEST) zufällig gefunden, Nettes "Spiel" KKW in Betrieb nehmen [117]. "Technik" anklicken" --Trigonomie - ☎ 12:54, 25. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Shit, hast Recht. Sieht anders aus als bei Block 1-3. --PM3 13:52, 25. Mai 2011 (CEST)Beantworten

Stromversorgung

Block 1:

  • 14:47:32: Schwankungen im Stromnetz
  • 14:48:23: Stromausfall (Seite 32)
  • 14:48:31: Start Dieselgeneratoren (S. 29-30)
  • 14:49:05 stabiler Notstrom (S. 29-30)

Block 2:

  • 14:48:14: Start Dieselgeneratoren (S. 12)
  • 14:48:50: stabiler Notstrom (S. 12)
  • 15:36:30 - 15:37:50: Ausfall 1. DG (S. 30)
  • 15:40:35 - 15:42:05: Ausfall 2. DG (S. 30)

Block 3:

  • 14:48:15: Start 1. DG (S. 11)
  • 14:48:30: Start 2. DG (S. 12)
  • 15:36:12 - 15:38:30: Ausfall 1. DG (S. 11)
  • 15:36:12 - 15:39:15: Ausfall 2. DG (S. 12)

--PM3 23:51, 19. Mai 2011 (CEST)Beantworten

Was noch zu klären wäre sind die Ausfallzeitpunkte der Batterien. Sie sind nicht direkt zu erkennen, aber Ausfall der Messgeräte liefert doch gute Indizien. Es scheint einen zweiten Batteriesatz für ganz bestimmte Messgeräte zu geben, die noch länger weiterliefen, während alles andere irgendwann ausfiel; sehr schön zu sehen z.B. bei Block 5. Ich denke die Batterien waren irgendwann überall platt. Bei Nr. 2 hat man sich dann mit irgendeinem Trick durchgerettet, vielleicht mit Ersatzbatterien? --PM3 21:32, 26. Mai 2011 (CEST)Beantworten

Lochbaum-Analysen

Sehr interessante Analysen von Dave Lochbaum:

--PM3 22:05, 27. Mai 2011 (CEST)Beantworten

Ja.Sehr interessant. Zur ersten Analyse (Block I, die ersten 30 Minuten). Das erste, was ihm auffiel, waren das mit eingeschaltetem IC die Kühlung zu schnell ging, und mit ausgeschaltetem IC die Aufheizung zu schnell ging. Das wäre so für mich eigentlich nur erklärbar, wenn das beteiligte Wasservolumen im Druckbehälter und den noch beteiligten Rohren kleiner wäre als bei der Auslegung bedacht und später bei Tests beobachtet. Es könnte aber auch ein Bedienerfehler sein. Es wurden immer beide ICs eingeschaltet und auch abgeschaltet. Vieleicht hätte nur einer eingeschaltet sein dürfen?
Dann um 15:04 der Abfall des Wasserstandes. Erst ein steiler Abfall, der sich dann auf niedrigerem, konstanten Level stabilisiert. Lochbaum meint, das könnte eigentlich mit schnellem Druckanstieg bzw. Kaltwasserinjektion zu tun haben. Das Abschaltereignis mit Trennung Wasser/Dampfphase war aber das Gezappel zwischen 14:45 und 14:49. Von Kaltwasserinjektionen ist nicht die Rede (Vieleicht doch?), was bleibt, wäre ein Leck durch Rohbruch, kaputtes Ventil oder Dichtung.
Weil sich das ganze mit Tiefpassverhalten auf niederigerem Niveau stabilisiert, meine ich, es könnte es ein Leck in ein unbekanntes kleineres Reservoir hinein sein, das schnell voll ist, so das kein weiterer Verlust auftritt. Es könnte auch ein Ventil sein, das plötzlich in einen Leeren, ansonsten aber verschlossenen Bereich hinein geöffnet wird.--Bernd Wiebus 22:24, 29. Mai 2011 (CEST)Beantworten
[118]:
  • 15:03:20 Isolation Condenser A aus
  • 15:03:20 Beginn des ersten, leichten Wasserstandsabfalls
  • 15:03:40 Isolation Condenser B aus
  • 15:03:40 beginn des zweiten, stärkeren Wasserstandsabfalls
  • 15:04:30 Containment Spray B ein
  • 15:07:00 Containment Spray B erreicht volle Leistung
  • 15:07:00 Ende des Wasserstandsabfalls
  • 15:10:00 Wasserstand steigt wieder
  • 15:10:40 Containment Spray A ein
  • 15:11:30 Containment Spray A erreicht volle Leistung
Sieht nach einem normalen Verlauf aus: Mit Abschalten der IC-Kühlung entfällt die Wassereinspritzung, also fällt der Wasserstand wieder durch das laufende Verdampfen. Mit dem Einschalten der Außenkühlung des Druckbehälters durch das Containment Spray kondensiert innen wieder etwas Wasser, und der Wasserstand stabilisiert sich. --PM3 23:11, 29. Mai 2011 (CEST)Beantworten

NISA-Analysen

Die NISA-Analysen enthalten jede Menge interessante Details aus den japanischen Tepco-Berichten, und weitere Überlegungen. Die Lochbaum-Theorie mit den überlasteten Dichtungen wird bestätigt. ( Ok) Der maximale Druck der Containments liegt tatsächlich bei 0,427 MPag = 0,527 MPa absolut, ( Ok) wurde also bei R1 nicht >2fach sondern um 60% überschritten. Jede Menge Detailüberlegungen dazu, wann welche Behälter beschädigt wurden. Argumentationen, warum die Reaktorkerne sich teils noch in den Druckbehältern befinden und teils rausgeflossen sind. Details zu den Problemen mit den Druckentlastung: Jeweils zwei Ventile waren zu öffnen, das zweite pneumatisch. ( Ok) Vermutete Wasserstoffexplosion in der Kondensationskammer von Nr. 2 wird nochmal kurz erklärt. ( Ok) Bei Nr. 1 war der DC-Bus abgesoffen, daher gar kein Strom mehr ab Tsunami; bei Nr. 3 nicht abgesoffen, bei Nr. 2 wohl auch nicht. Und so weiter. Auch zu Block 5 gibt's noch ein paar neue Details.

Wer mag, mag's in die Artikel einbauen. --PM3 20:36, 8. Jun. 2011 (CEST)Beantworten

Der absolute Wahnsinn was für eine Informationsschwemme da jetzt veröffentlicht wurde. Das zu verarbeiten wird Zeit benötigten. Über die Informationspolitik der Nisa / Tepco kann man sich jedoch bez. des Unfallherganges nicht mehr beschweren. --Trigonomie - ☎ 07:53, 9. Jun. 2011 (CEST)Beantworten
( Ok = eingebaut --PM3 18:49, 10. Jun. 2011 (CEST))Beantworten

In Block 1 und 2 ist mit dem Tsunami die Stromversorgung von HPCI-Ölpumpen ausgefallen; damit war das HPCI tot. [119] In Block 3 nicht. Also bei der Batteriestromversorgung gab es recht unterschiedliche Ausfälle. Das sieht man auch bei den Messinstrumenten, die teils innerhalb eines Blocks zu unterschiedlichen Zeiten ausfielen. Die Schaltschränke im Keller waren wohl alle unterschiedlich betroffen. --PM3 02:06, 14. Jun. 2011 (CEST)Beantworten

Unklarheiten und Widersprüche in den NISA-Analysen

Block 1, Seite IV-39: Angeblich wurde ab 15:10 der Reaktordruck mehrfach per IC-A gesenkt. Die IC-A-Aufzeichnung bis 15:17 zeigt aber keine Aktivität. [120]. Ich vermute, dass die den Reaktor nicht von innen per IC, sondern von außen per Containment Spray (CCS) gekühlt haben. Der Wasserstand hat sich sehr langsam stabilisiert, im Vergleich zu dem IC-A+B vorher. Vom CCS wissen wir, dass es ab 15:07 in Betrieb ging. [121]

Block 1, u.a. Seite IV-39: Tepco soll den Kühlausfall nur gemeldet haben, weil man den Wasserstand wegen Stromausfall nicht beobachten konnte. Kurz danach hat Tepco die Meldung aber zurückgezogen, muss also irgendeinen Messwert von Wasserstand gehabt haben. Außerdem behauptet Tepco selbst, das HPCI von Block 1 habe sich um 20:00 wegen Stromausfalls abgeschaltet. [122] Das passt alles nicht zusammen.

Block 1, Seite IV-41: Laut NISA waren die Süßwasserreserven um 14:53 erschöpft, aber man wisse nicht, wann die Wassereinspritzung gestoppt habe. Das klingt seltsam - wenn das Wasser alle ist, haben die Pumpen nicht mehr viel zu tun. Tepco selbst schreibt: "Approx.2:53pm Injection of freshwater stopped". [123] --PM3 16:25, 12. Jun. 2011 (CEST)Beantworten

 

Block 2, Seite IV-58: "TEPCO judged that during this time, although RCIC operation was continued, water leakage from RPV was presumed to have occurred, based on PCV pressure behavior, that this leakage caused the RCIC to shut down." Ja was nun? Soll die Block-3-Explosion jetzt ein Leck im Druckbehälter von Nr. 2 verursacht haben? Oder wie soll - nach drei Tagen einwandfreiem RCIC-Betrieb - plötzluch dieses spontante Leck entstanden sein? Zum Vergleich rechts nochmal die Reaktor-2-Parameter. Verwechselt die NISA hier womöglich das Block-2-RCIC mit dem Block-3-HPCI? --PM3 18:10, 12. Jun. 2011 (CEST)Beantworten

Block 4, Seite IV-89f: Hier wird behauptet, der Dieselgerator von Block 4 - nur einer war in Betrieb, der andere in Wartung - sei wegen "drench of the seawater pumps and metal-clad switch gear" (Überschwemmung der Meerwasserpumpen und ihres metall-ummantelten Getriebes) ausgefallen. Dieser Hinweis findet sich m.W. nur bei Block 4. Der Generator befindet sich im Unterschoss des Turbinengebäudes. [124] Fiel der wirklich wegen Überschwemmung der Meerwasserpumpen aus?? --PM3 21:41, 13. Jun. 2011 (CEST)Beantworten

Zusammenhang zwischen radioaktiver Kontamination und Verstrahlung

Letzter Kommentar: vor 13 Jahren5 Kommentare4 Personen sind an der Diskussion beteiligt

Im Abschnitt Nuklearkatastrophe von Fukushima#Verletzte und getötete Mitarbeiter steht:

Eine radioaktive Kontamination lag nicht vor.

schließt das einen Tod durch Verstrahlung aus? --88.130.212.52 10:55, 21. Mai 2011 (CEST) 84.56.52.93 07:51, 2. Jun. 2011 (CEST)Beantworten

Unter den gegebenen Umständen (wo sollte eine so hohe Direktstrahlung im Abfalllager herkommen?) und mit an Sicherheit grenzender Wahrscheinlichkeit, ja. Der Mann ist beim Tragen von Material umgekippt; die Ärzte vermuten einen Herzinfarkt. --PM3 14:35, 21. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Erhöhte Radioaktivität schlägt sich halt auch auf die Zahl der Herz-Kreislauf-Erkrankungen nieder! --217.232.56.142 00:52, 24. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Wer an einem Lexikon mitarbeitet, sollte ein bißchen mehr einbringen als "richtige" Gesinnung. Die Strahlungsbelastung jedes Mitarbeiters wird ständig überwacht, und der Verstorbene hatte keine relevante Dosisleistung aufgenommen. Die Schutzanzüge führen aber zum Wärmestau am Körper - ich habe das selbst neulich einmal erlebt. Wer mangels Erfahrung nicht genug Normalgarderobe ablegt und zugleich kreislauflabil ist, kann da leicht kollabieren. -- 84.56.52.93 07:51, 2. Jun. 2011 (CEST)Beantworten

Rauchen gefährdet Ihre Gesundheit: Fukushima No. 1 plant worker irradiated after taking off mask for smoke --PM3 15:21, 16. Jun. 2011 (CEST)Beantworten

In wieweit kann man einzelne Reaktoren , als außer Kontrolle bezeichnen?

Letzter Kommentar: vor 13 Jahren3 Kommentare3 Personen sind an der Diskussion beteiligt

Ist das Szenario Kernschmelze erreicht Grundwasser nicht zu erwähnen ? Droht nicht eine dramatische Änderung der Situation in Fukushima ? Wie sieht es mit einer Einschätzung der akuten Bedrohungslage aus? Wird noch keine Grundwasserregulierung angestrengt? Der Grundwasserspiegel ist doch in Meeresnähe relativ hoch . Finde dazu bisher noch nichts in den Artikeln , Grüße--89.12.60.235 20:40, 22. Mai 2011 (CEST)Beantworten

Zum Grundwasser, siehe Strahlungsbelastung durch die Nuklearunfälle von Fukushima#Grundwasser.
Das Szenario "Kernschmelze erreicht Grundwasser" ist eine Spekulation, und wir dürfen hier selbst nicht spekulieren, siehe WP:TF. Wenn es eine reputable Quelle dazu gibt, könnten wir es einbauen. --PM3 20:49, 22. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Bitte keine stereotypen Märchen! "Grundwasser" ist Süßwasser, das als Niederschlag auf den Boden gefallen war und dann der Gravitation folgend im Boden versickert ist. Dieses Grundwasser fließt im Boden langsam zum niedrigsten erreichbaren Niveau weiter, und das ist für das Grundwasser in Fukushima Dai-Ichi natürlich der Pazifik. Regen und Grundwasserfluß stellen daher für die bisher evakuierten Bewohner die Lösung ihres Problems dar: da es bei den verteilten Radionukliden nach dem inzwischen weitestgehend erfolgten Zerfall von Jod-131 praktisch nur noch um Cs-134 und Cs-137 geht, Cäsium aber leicht lösliche Salze bildet, werden diese mit den zu erwartenden Regenfällen der nächsten Monate über das Grundwasser in den Pazifik abfließen und dadurch die menschliche Lebenszone zu einem großen Teil verlassen. -- 84.56.52.93 08:03, 2. Jun. 2011 (CEST)Beantworten

Fact-Finding-Mission der IAEA

Letzter Kommentar: vor 13 Jahren8 Kommentare4 Personen sind an der Diskussion beteiligt

24. Mai 2011 Das Spielchen geht weiter ... immer nur dann etwas zugeben, wenn es unvermeidlich ist: Die „Fact-Finding-Mission“ der IAEA beginnt und Tepco bestätigt schnell vorher die zwei anderen Kernschmelze: Tepco's announcement came on the same day that a team from the United Nations' atomic watchdog, the International Atomic Energy Agency (IAEA), kicked off a visit in Japan. (aus [125].

Die Angst (diese lächerliche "german angst"), die hat Tepco [126]: "Nakano said that by confirming the meltdowns now, Tepco may be hoping the news will have less impact. The word "meltdown" has such a strong connotation that when the situation was more uncertain more people would likely have fled Tokyo, he said." (nicht signierter Beitrag von 217.232.56.142 (Diskussion) 11:54, 24. Mai 2011 (CEST)) Beantworten

Tepco wirft seit 10 Tagen Nebelkerzen am laufenden Band. Es ging los mit der seltsamen Block-1-Kernschmelzesimulation, dann Ablenkmanöver zur Explosion von Block 3 und Widersprüche zur Beschädigung von Abklingbecken Nr. 4. Vorgestern jonglierten sie sich um die Erdbebenschäden in Block 1 herum; das Versagen des RHR wurde einfach unter den Teppich gekehrt. Nun halbgare Spekulationen zu den Kernschmelzen in Nr. 2 und 3. Alles im Kleingedruckten als unverbindliche Vermutung deklariert, aber die Medien stürzen sich auf jedes Informationshäppchen und verbreiten es als die Wahrheit.
Die Regierung hat schon vor einem Monat mit dem Information War begonnen und schiebt alle Verantwortung weit von sich. Man streut gezielte Gerüchte, die die Fehler auf Tepco oder die NISA abschieben.
Ist gar nicht so einfach, unter diesen Umständen den Artikel halbwegs neutral weiterzuschreiben. Jeder Tepco- oder Edano-Furz ist ja relevanter als der gesunde Menschenverstand. --PM3 16:17, 24. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Ob bei der IAEO-Mission etwas bei rauskommt, wage ich übrigens zu bezweifeln. Die IAEO hat bisher kein wirkliches Engagement bei der Aufklärung der Sache an den Tag gelegt; deren Kontaminationsmessungen waren ähnlich intransparent wie die von Greenpeace.
Das Ganze ist auch längst eine politische Angelegenheit, es geht um das Überleben von Naoto Kan und um die US-amerikanischen Atomkraftwerke gleicher Bauart. Wer finanziert die IAEO? --PM3 16:50, 24. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Deinen Satz mit dem "gesunden Menschenverstand" kann ich nicht einordnen... Ist es Ironie?
Diese "Fact-Finding-Mission", ist es dieselbe wie diese hier: "Derweil wollen die Vereinten Nationen die Folgen des Austritts von Radioaktivität im havarierten AKW wissenschaftlich untersuchen. Eine Expertenkommission, geleitet von Wolfgang Weiss vom deutschen Bundesamt für Strahlenschutz, rechne bis Mai nächsten Jahres mit ersten Ergebnissen. Das teilte die Uno am Montag in Wien mit. Die volle Beurteilung der Strahlenbelastung werde aber mindestens zwei Jahre dauern. Die ersten Ergebnisse sollten einen Einblick in das Ausmaß der Freisetzung von Radioaktivität in die Atmosphäre und den Ozean erlauben, sagte Weiss. Auch die Strahlenbelastung für die Arbeiter im kaputten Meiler und die Bevölkerung solle untersucht werden. Allerdings schränkte Weiss ein: "Die Beurteilung wird zunächst sehr vage sein."
In der kommenden Woche will das wissenschaftliche Uno-Komitee zu den Effekten atomarer Strahlung (UNSCEAR) bei seinem jährlichen Treffen in Wien festlegen, wie es bei seiner Arbeit zu Fukushima vorgehen wird. Neben seinem Leiter Weiss gehören UNSCEAR zahlreiche weitere Wissenschaftler aus 21 Ländern an. Auch zum Atomunfall 1986 in Tschernobyl hat die Expertenkommission bereits mehrere Berichte erstellt."(zitiert aus [127]
Und stimmt es, dass am 23. Mai in Reaktor 1 (außerhalb des Containments) es auf einmal einen plötzlich Strahlungsanstieg auf mehrere hundert Sievert pro Stunde gab? (http://enenews.com/radiation-at-reactor-no-1-skyrockets-now-over-200-sieverts-per-hour) (aus dem Google-Cache: [[128]] Die Seite ist jetzt "down". Was passiert da gerade? --217.232.56.142 17:32, 24. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Ironie: ja.
Bei den angeblichen 200 Sv/h gehts um den "Dry Well", der ist innerhalb des Containments. Die Zahl kann ich nicht bestätigen. In den offizellen Daten des METI steht den 23. Mai ein Wert von 33 Sv/h ([129], Seite 6, erste Datenspalte, achte Datenzeile, Messpunkt D/W B). Am 24. waren es 30,5 Sv/h. [130] In Block 2 hatten wir vor zwei Wochen allerdings ein ähnliches Phänomen wie hier behauptet, siehe Systemzustand während der Nuklearkatastrophe von Fukushima#Strahlung in den Reaktoren. --PM3 18:17, 24. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Auf die Daten vom METI kannst Du doch nicht viel mehr geben, als auf die von Tepco! Die Gleichschaltung in den Bereichen Politik, Bürokratie, Forschung, Presse/Medien und Atomwirtschaft ist erheblich. Hoffentlich stärkt "Fukushima" die japanische Zivilgesellschaft.--217.232.50.44 07:43, 29. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Wenn ich mir die erste Zusammenfassung durchlese [131] erwarte ich nicht mehr allzuviel von dem Vorhaben. ... (zahnloser Tiger ...) --Trigonomie - ☎ 14:48, 4. Jun. 2011 (CEST)Beantworten
gepfefferter Kommentar von linksaußen: [132] --PM3 19:47, 4. Jun. 2011 (CEST)Beantworten

Informationen zum Tsunami

Letzter Kommentar: vor 13 Jahren4 Kommentare2 Personen sind an der Diskussion beteiligt

Anbei ein Link zu interessanten Fotos, welche zeigen, wie sanft ein solcher Tsunami anfänglich aussah, wie das Meer relativ ruhig war, und wie dann der Meeresspiegel meterhoch anstieg und die Fukushima-Hilfsanlagen überflutete und zertrümmerte: [133]

Anbei ferner ein Link zu einem interessanten Dokument: TEPCO Tsunami Assessment for NPP in Japan - B11.pdf: [134]

--Rauracher 00:12, 27. Mai 2011 (CEST)Beantworten

Hier auf Seite 13 ist ein Bild, das von Tepco stammen soll und eine locker 30-50 Meter hoch schwappende Tsunamiwelle zeigt.
Die Tsunamisimulation ist ja lustig. Das Orginaldokument der JSCE, auf das die sich beziehen, [135] ist von 2006. Das war genau das Jahr, in dem die Nuclear Safety Commission of Japan den Erdbebenschutz für die Kernkraftwerke überarbeitete. War das eine Auftragsstudie der JSCE für die NRC?
"It is assumed that the design tsunami, which is developed in this paper, should have a sufficient height that exceeds the historical tsunami heights." Also die sind einfach vom größten bekannten Tsunami in Japan ausgegangen und haben noch einen Schnaps draufgelegt. Und das Ergebnis lag dann praktischerweise bei 4,4 Metern, einen guten Meter unter dem 5,7-Meter-Schutz von Fukushima I. --PM3 01:13, 27. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Das 1983 Sea of Japan Erdbeben (26. Mai 1983, M 7,7) mit 14 m Tsunami) wurde bereits 2001/2002 in Japan und Korea als Referenz erwähnt [136] [137] [138]. --Rauracher 15:40, 27. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Das Thema Erdbeben- und Tsunamisicherheit behandeln wir hier: Kernkraftwerk Fukushima-Daiichi#Mangelnder Schutz vor Erdbeben und Tsunamis --PM3 15:56, 27. Mai 2011 (CEST)Beantworten

Block-2-Pumpenausfall

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Englische Wikipedia: "The utility said that the hydrogen explosion at unit 3 might have caused a glitch in the cooling system of unit 2: Four out of five water pumps being used to cool the unit 2 reactor had failed after the explosion at unit 3." Als Beleg wird diese Quelle angegeben: "The other four pumps were thought to have been damaged by a blast Monday that destroyed a building at the nearby unit 3 reactor, Kyodo reported."

Schau mal hier. Ich denke, hiermit sind die Feuerwehrpumpen für die Not-Einspeisung gemeint. Diese können bei der Explosion natürlich beschädigt worden sein. Mit der Anzahl der Pumpen bin ich jetzt jedoch verwirrt. --Trigonomie - ☎ 11:19, 27. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Zum Zeitpunkt der Explosion von Block 3 (11:01) liefen bei Block 2 noch keine Feuerwehrpumpen, da war das RCIC ja noch in Betrieb. Die Feuerwehr fing erst um 16:34 an. Ich denke die Washington Post hat vier RCIC-Pumpen und eine später eingesetzte Feuerwehrpumpe zusammengerechnet. --PM3 12:59, 27. Mai 2011 (CEST)Beantworten

Shepherd (Caltech) spricht von möglichen "sekundären Effekten" der Block-3-Explosion auf das Block-2-RCIC.

Auf den Fotos hier tue ich mich schwer, einen Beleg dafür zu finden. Das einzige was ich an Block 2 sehe ist ein undefinierbarer Schatten, aber auf einem Bild weiter unten aus anderer Perspektive scheint das etwas zu sein, was vor dem Gebäude liegt.

Welche "sekundären Effekte" der Explosion können das RCIC von Block 2 lahmgelegt haben? Ist das womöglich nur wieder eine dieser aus der Luft gegriffenen Tepco-Spekulationen? --PM3 03:08, 27. Mai 2011 (CEST)Beantworten

Die CAMS-Messgeräte von Block 2 funktionierten nach der Explosion weiter, also ein Ausfall der Stromversorgung (per externem Generatorwagen) war's wohl nicht. Oder gab es mehrere, separate Stromanschlusspunkte? --PM3 03:29, 27. Mai 2011 (CEST)Beantworten

Evtl. ein Druckstoß durch gemeinsame Leitungen. Komisch ist jedoch, dass Block 1 und 2 eine Einheit darstellen. Nicht so Block 2 und 3 ... --Trigonomie - ☎ 11:19, 27. Mai 2011 (CEST)Beantworten

Fukushima wird gelb

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Nun werden die hübschen blauen Ruinen mit gelber Pampe eingesifft: [139] Auf den aktuellen Google-Earth-Bildern kann man auch erkennen, wo die das Zeug schon auf dem Gelände versprüht haben - das sieht dann etwas vergilbt aus. --PM3 17:43, 28. Mai 2011 (CEST)Beantworten

Nette Schaubilder darunter. Dummerweise kann ich kein bischen japanisch. Aber ich vermute mal, das Radfahrzeug ganz rechts ist die Funkfernbedienungsmanschaft, das Kettenfahrzeug ist ferngesteuert und schiebt/zieht die ebenfalls ferngesteuerte Betonpumpe? Oder hat das Kettenfahrzeug den Tank, damit die Betonpumpe was zum spritzen hat? Was sind der blaue und gelbe Klotz zwischen Betonpumpe und Kettenfahrzeug im unteren Diagramm? Besteht ein deutlicher Unterschied ausser in der Farbe in den Bindemitteln? Das vorherige war, glaube ich, doch wasserlöslich z.B.? --Bernd Wiebus 14:09, 29. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Das Kettenfahrzeug sieht für mich nach Tankwagen was. Die Klötze könnten eine Pumpe und ein Generator sein. Kürzlich gab es irgendwo eine Info, dass Tepco eine Betonpumpe auf Fensteuerung umrüstet. Das mit dem "wasserlöslich" ist eine Presseente. Die Pampe wird 1:10 mit Wasser verdünnt, damit man sie besser sprühen und verteilen kann, aber dann wird's hart; zwei-Komponenten-Kleber, nehme ich an. --PM3 14:47, 29. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Ah, ok. Das wird dann ein Übersetzungsfehler gewesen sein. "wasserverdünnbar" statt "wasserlöslich" also. Ich denke zuerst an Acrylfarbe, wenn ich so etwas höre. Wäre vermutlich auch das günstigste, einfach kubikmeterweise Acryl-Fassadenfarbe zu versprüen.--Bernd Wiebus 23:07, 29. Mai 2011 (CEST)Beantworten

Weitere Störfälle

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Kühlpumpenausfall in Block 5 (29. Mai 2011)

FYI: http://www.tagesschau.de/ausland/fukushima514.html BNutzer 18:50, 29. Mai 2011 (CEST)Beantworten

Oweh, tagesschau.de. Ersatzpumpen, die Meerwasser zur Kühlung der Reaktoren und Abklingbecken von Block 5 nutzen. Vielleicht sollte man die Tagesschau-Redakteure auch mal mit Meerwasser (inklusive Borsäure) kühlen, damit sie nicht mehr so einen Stuss schreiben. :-)
"At 9:14 pm on May 28, we confirmed temporary RHRS pumps were out of service, we started replacement of these pumps with spares at 8:12 am on May 29th and at 12:49 pm we restarted cooling reactor by RHRS system." laut Tepco
Anscheinend sind die Meerwasserpumpen an Block 5 auch von Tsunami zerstört, und da laufen stattdessen provisorische Ersatzpumpen. NHK spricht allerdings nur von einem Motordefekt an einer Pumpe. [140] Ein gleichzeitiger Motordefekt an allen ist sehr unwahrscheinlich. Das ist alles etwas widersprüchlich.
Block 5 ist eh ein interessantes Thema, da gabs auch Störfälle nach dem Tsunami, siehe #Block 5. --PM3 19:30, 29. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Anscheinend läuft da nur eine provisorische Pumpe, und die war ausgefallen. [141] --PM3 20:36, 29. Mai 2011 (CEST)Beantworten
Die NISA hat ein Bild gemalt: [142] --PM3 15:34, 30. Mai 2011 (CEST)Beantworten
JAIF/NHK --PM3 18:18, 30. Mai 2011 (CEST)Beantworten

Ich denke, dieser Pumpenausfall für sich genommen ist unter der Relevanzgrenze. Es gab schon einige defekte Pumpen in den letzten Monaten, aber die werden jeweils schnell ersetzt und ändern wohl nichts an der Lage, daher haben wir sie nicht erwähnt.

Der erste Teil des Abschnitts muss eh noch vervollständigt werden, und dann könnte man die Information einbauen dass auch Block 5 mit Behelfspumpen läuft weil die Meerwasserpumpen kaputt sind. Vielleicht wissen wir bis dahin auch, ob das auch für Block 6 gilt. --PM3 23:03, 30. Mai 2011 (CEST)Beantworten

Jetzt haben sie die Pumpe aufgedoppelt: [143] --PM3 18:55, 8. Jun. 2011 (CEST)Beantworten

Stromausfall in Block 1/2 (8. Juni)

Drei Stunden lang war heute der Strom weg: [144] (Archiv)

Immer noch viel Basteltechnik, als wär's kein Atomkraftwerk sondern Kinderspielzeug. --PM3 18:55, 8. Jun. 2011 (CEST)Beantworten

hab jetzt beide Störfälle kurz im Artikel erwähnt. --PM3 18:52, 10. Jun. 2011 (CEST)Beantworten

Zusammenfassung des Druckanstiegs in Nr. 3 am 20. März

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von meiner Benutzerdisk hierher verschoben --PM3 14:22, 30. Mai 2011 (CEST)Beantworten

Das [145] sehe ich anders. Es ist ein kleiner Unterschied, ob es einen Überdruck im Block drei gibt (daraus lese ich: Überdruck in der Gebäudehülle) oder einen im Reaktor / Reaktordruckbehälter. Ich bin wirklich ein Freund von Kürze und ein Feind von Tautologien - aber hier bringt "im Reaktorkern" eine größere Präzision. Mein Vorschlag: setz es wieder rein. --Neun-x 11:51, 30. Mai 2011 (CEST)Beantworten

Der Druck ist nicht im Reaktorkern angestiegen (das geht ohnehin nicht, der Reaktorkern ist zum Druckbehälter hin offen), und wirklich uneindeutig ist nicht die Sache mit dem Druck sondern mit dem Brand im zweiten Halbsatz. Also wenn, dann müsstest du konsequenterweise hinschreiben, dass der Druck im Sicherheitsbehälter anstieg und es im Reaktorgebäude brannte - das wäre m.E. aber zu viel Redundanz zu Nuklearkatastrophe von Fukushima#Reaktorblock 3. Da oben gehts nur um einen groben Überblick der Ereignisse; die Details stehen dann zur Vermeidung von Redundanz unten in den Abschnitten zu den Reaktorblöcken. --PM3 14:22, 30. Mai 2011 (CEST)Beantworten

3 bis 4 Sv/h in Dampf aus Reaktor 1?

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http://blog.fefe.de/?ts=b314bb14 BNutzer 00:39, 5. Jun. 2011 (CEST)Beantworten

Der WDR melded ähnliches http://www.tagesschau.de/ausland/akwfukushima102.html. Allerdings ist bei der Tageschau nur von "einer Stelle" die Rede, und nicht von einer "crevice" wie bei NHK.--Bernd Wiebus 01:03, 5. Jun. 2011 (CEST)Beantworten
Ja, und? Hättet ihr erwartet, dass der Dampf aus dem Reaktor weniger strahlt? --PM3 15:21, 5. Jun. 2011 (CEST)Beantworten
So wie die Medien und einige "Experten" hier (z.B. Disskussion ob Katastrophe angebracht sei) auf die voraussichtliche Kernschmelze reagiert haben - irgendwie schon. Mal schauen, ob der Reaktor ganz aufbricht. Und ob es dann noch Tapfere vor Ort gibt.--Andy386 18:50, 5. Jun. 2011 (CEST)Beantworten
Ich habe keine besonderen Erwartungen an Strahlungsmengen in Dampf aus Kernreaktoren, aber ich finde - wie anscheinend auch verschiedene Medien - die Tatsachen beanchtenswert, dass überhaupt wieder Dampf austritt, und zwar nach oben aus "Löchern" von denen ich so noch nicht so genau gehört/gelesen hatte und dass im Zusammenhang damit die (laut Tagesschau vom 5.6., 20:00) bisher höchsten im Reaktorgebäude gemessenen Strahlungswerte gemeldet werden. BNutzer 21:46, 5. Jun. 2011 (CEST)Beantworten
Entschuldige, ich hatte nicht bedacht dass nicht jeder die Ereignisse und die Diskussionen hier so genau mitverfolgt. Wir hatten das Thema mit dem laufenden Dampfaustritt kürzlich hier in der Disk, und es steht auch an mehreren Stellen im Artikel: Das verdampfende Kühlwasser muss ja irgendwo hin, Stichwort "Feed and Bleed". Der Dampf tritt durch die bekannten Löcher im Sicherheitsbehälter aus - im Zweifelsfall irgendwo unten, weil da die höchste Wahrscheinlichkeit von Kernschmelzeschäden besteht - und sucht sich dann halt seinen Weg ins Freie; das geht seit Mitte März ununterbrochen so.
Diesmal ist zufällig ein Roboter an so einer Dampfaustrittstelle zwischen Unter- und Erdgeschoss vorbeigekommen. Hätte er direkt an einem Riss oder Loch im Sicherheitsbehälter gemessen, dann hätten es auch 8-9 Sv/h sein können - das ist der aktuelle Messwert in der Kondensationskammer von Reaktor 1.
Tepco behauptet übrigens, der beobachtete Dampf enstünde durch Verdunsten des im Keller stehenden Wassers, bei 50 °C. Wie Lax allerdings mal in der Disk hier erklärt hat, muss das Wasser sieden, damit eine größere Menge an radioaktiven Partikeln mit in die Luft gelangt. Demnach dürfte der Dampf direkt aus dem Reaktor stammen. --PM3 23:00, 5. Jun. 2011 (CEST)Beantworten
Nein, nicht weniger strahlt. Aber irgendwie hatte ich nicht so eine zerrütete Gebäudestruktur erwartet, wie der Begriff "crevice" aus NHK suggeriert. Ich übersetzte hierbei "crevice" mit "Mauerspalte, Kluft, Abgrund". Mag sein, das der Eindruck bei mir durch eine Fehlübersetzung entweder von NHK oder mir entstanden ist. Auf der anderen Seite....es gab ja schon die Befürchtung, das Abklingbecken in Gefahr seien, bei Nachbeben auseinanderzubrechen. Nach der Aussage hätte ich eigentlich schon mit deutlich stärker beschädigten Gebäuden rechnen sollen. Über abgerissene Rohre durch das Erdbeben wurde ja schon spekuliert. Rohre reagieren meist erheblich elastischer als Beton. Wenn das Rohr ab ist, ist meist der Beton schon länger gerissen.--Bernd Wiebus 23:07, 5. Jun. 2011 (CEST)Beantworten
Laut Spiegel kommt der Dampf aus einem ganz normalen Durchlass im Boden des Erdgeschosses. [146] --PM3 23:37, 5. Jun. 2011 (CEST)Beantworten
Ok, dann hatte ich "crevice" mit "Mauerspalte, Kluft, Abgrund" wohl überinterpretiert. --62.156.237.2 12:05, 6. Jun. 2011 (CEST)Beantworten
Im Blog [147] meint der Autor erkennen zu können, dass Block 4 gekippt ist. Sicher, einige seiner alten Spekulationen haben sich als falsch erwiesen. Dennoch macht der Autor recht interessante Bildanalysen: [148] und [149]--Trigonomie - ☎ 23:21, 5. Jun. 2011 (CEST)Beantworten
Bildanalysen bezüglich des Kippens habe ich auch schon vom Kölner Dom und dem Berliner Fernsehturm gesehen. Und wenn ich jetzt spontan mein eigenes selbstgeschossenes Bildmaterial ansehe, wimmelt es hier nur so von umkippenden Gebäuden. :O) --62.156.237.2 12:05, 6. Jun. 2011 (CEST)Beantworten
"And the idea of the building of reactor no. 4 "leaning" is a bit absurd and is based on a video feed taken from at least 30 km away. If you look at the tower near reactor No 3 you would see that it is also "leaning", which seems to be a problem with the camera itself more than anything. Journalists talking about this are just an example of incompetence. There is an important amount of data being published every day which would require context and serious analysis, but they decide to spend their time analyzing a youtube video." [150] --PM3 00:30, 6. Jun. 2011 (CEST)Beantworten
Um das mit dem Dampf nochmal zu verdeutlichen: Der Austritt von hoch kontaminiertem Dampf ist ein gutes Zeichen - es heißt, dass die Kühlung funktioniert. Sorgen müssten wir uns machen, wenn kein Dampf mehr rauskäme. --PM3 00:57, 6. Jun. 2011 (CEST)Beantworten
So über den dicken Daumen gepeilt muss jetzt noch Wärmeleistung in der Größenordnung einer (Rangier)Dampflock abgeführt werden. So aus dem Bauch heraus über den dicken Daumen nach den Erinnerungen meiner Jugend passt das mit den Größenordnungen der Dampfwolken auch in etwa zusammen. Der hoch radioaktive Dampf bedeutet, daß die Kühlung so funktioniert, das die fragliche Stelle mit Wasser bedeckt ist, das sprudelnd kocht. Das bedeutet eigentlich im Gegenschluß, daß der Wasserspiegel (aus verschiedenen Gründen) nicht so hoch gebracht werden kann, das die Wärme über eine größere Oberfläche mit nichtkochendem Wasser abgeführt werden kann. Und (spekulier) das man vermutlich nicht so ohne weiteres den Keller leerpumpen kann, ohne den Wasserspiegel über der fraglichen Stelle soweit zu senken, daß sie trockenfällt. Dieser Umstand währe bei weiteren Aufräum- und Sicherungsarbeiten ausgesprochen lästig. --62.156.237.2 12:05, 6. Jun. 2011 (CEST)Beantworten
Ich habe manchmal den Eindruck, dass Tepco diese Zusammenhänge nicht so recht versteht. In Block 2 glauben sie z.B., dass sie per Abklingbeckenkühlung die Luftfeuchtigkeit senken können. Würde mich nicht wundern, wenn die demnächst anfangen die Reaktorkeller leerzupumpen, und dann geht irgendwo die Kernschmelze wieder los. --PM3 13:37, 6. Jun. 2011 (CEST)Beantworten

Unterwasseraufnahmen Block 3

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Von Block 3 gibt es auch Unterwasseraufnahmen. Vor lauter Schutt sind die Brennelemente aber kaum zu erkennen. --Trigonomie - ☎ 18:23, 6. Jun. 2011 (CEST)Beantworten

Tepco behauptet ja, die zu hohe Iod-131-Konzentration im Wasser wäre mit diesem Schutt erklärbar [151]: "TEPCO says these substances may have come from damaged fuel rods in the reactor rather than the damaged spent fuel rods in the pool ... The company says the radioactive substances may have become attached to debris and entered the pool together." Absurd. --PM3 21:42, 6. Jun. 2011 (CEST)Beantworten
Das radioaktive Material aus dem Reaktor ist halt aus dem Reaktordruckbehälter in den intakten Sicherheitsbehälter gelangt. Von dort ist es auf magische Weise mit dem Wasserstoff ins Gebäude gekommen. Die bösen Stoffe haben sich dann an der Gebäudestruktur festgesetzt und sind kurz danach mit dem Schutt ins Wasser gefallen. Klingt doch plausibel oder? ;-) ... Aber was wäre alternativ der Grund? Wie du schon vorher vermutet hast, eine Kettenreaktion im SFP? Wäre dies physikalisch überhaupt möglich? Abstand und Abschirmung der BE untereinander waren unverändert. Ohne Wasser kein Moderator. Und warum dann bei Block 3 und nicht bei Block 4 .... --Trigonomie - ☎ 18:23, 7. Jun. 2011 (CEST)Beantworten
Hmm ok, doch nicht so absurd wie ich dachte.
Der letzte bekannte Status der Brennelemente in Becken 3 ist "schwer beschädigt", im Gegensatz zu Nr. 4 (leicht beschädigt) - obwohl letzteres erst drei Tage später gekühlt wurde. Wer weiß, was da nach dem Einschlag der Trümmer passierte? Naja, alles nur Spekulation. --PM3 00:03, 8. Jun. 2011 (CEST)Beantworten

Unfalluntersuchung / Unfallursachen

Letzter Kommentar: vor 13 Jahren3 Kommentare1 Person ist an der Diskussion beteiligt
Dieser Baustein verhindert die automatische Archivierung dieses Abschnitts und seiner Unterabschnitte.

Materialsammlung für ein neues Kapitel zur Unfalluntersuchung

--PM3 00:53, 8. Jun. 2011 (CEST)Beantworten

--PM3 16:37, 8. Jun. 2011 (CEST)Beantworten

Strontium im Grundwasser

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http://www.tagesschau.de/ausland/akwfukushima110.html BNutzer 00:08, 13. Jun. 2011 (CEST)Beantworten

 
Eine Million Strahlung im Grundwasser! Rette sich wer kann!
Ich empfehle der Tagesschau-Redaktion die Lektüre von
Die Wasserproben stammen übrigens vom 18. Mai. Ob der auffällig hohe Strontium-89-Wert in Block 2 mit dem Iod-131-Peak von neulich zusammenhängt? --PM3 01:57, 13. Jun. 2011 (CEST)Beantworten
In der Grafik sieht man übrigens sehr schön den Taifun-Effekt: Bei den oben-ohne-Blöcken 1, 3 und 4 wurde jede Menge Mist rausgespült; entsprechend ging die Radioaktivität des Sickerwassers Ende Mai nach oben. Beim geschlossenen Block 2 passierte gar nichts. --PM3 02:12, 13. Jun. 2011 (CEST)Beantworten
Die Empfehlung gilt dann auch für die Redaktionen diverser anderer Medien, incl. SternBILD, siehe Google (de) und Google (en). Alles nur aufgrund von Wasserproben aus dem MärzMai? BNutzer 13:03, 13. Jun. 2011 (CEST)Beantworten
Alles aufgrund dieser zwei Proben aus dem Mai und dieser Agenturmeldung; der übliche Medienwahnsinn halt. Hauptsache fette Schlagzeile, Inhalt egal; das bringt Klicks und Werbeeinnahmen. Auf diesem Niveau läuft fast die gesamte Fukushima-Berichterstattung ab (und nicht nur die).
Hohe Strontium-Konzentrationen auf dem Gelände sind schon seit Anfang Mai bekannt (siehe Strahlungsbelastung durch die Nuklearunfälle von Fukushima#Strontium), und das landet natürlich auch im Sickerwasser. Das hier war halt nur die erste veröffentlichte Tepco-Wasserprobe. --PM3 14:28, 13. Jun. 2011 (CEST)Beantworten
Schon irre, der Medienwahnsinn ;) BNutzer 15:14, 13. Jun. 2011 (CEST)Beantworten

Rekombinatoren vorhanden?

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Im Artikel über Rekombinatoren (Katalysatoren zur Oxidation von freiem Wasserstoff mit Luftsauerstoff zu Wasser) hat eine IP geschrieben, dass die Wasserstoffexplosionen in Harrisburg, Tschernobyl und Fukushima auf das Nicht-Vorhandensein von Rekombinatoren zurückzuführen seien (oder zumindest dadurch begünstigt wurden). Gibt es irgendwelche Belege, dass es diese in Fukushima nicht gibt (gab)? --Wosch21149 14:27, 15. Jun. 2011 (CEST)Beantworten

Es gibt Indizien dafür, dass welche vorhanden waren:
  • "Plant operator Tokyo Electric Power Company also told reporters that hydrogen is supposed to be processed within the containment vessel, and that such an explosion is not assumed in a reactor building." [152]
  • D/W H2O2 = OFF, S/C H2O2 = OFF etc. (Block-2-Protokoll)
Wenn Rekombinatoren vorhanden waren, könnten sie wegen der Stromausfälle außer Betrieb gewesen sein. Und sie könnten mit den enormen Wasserstoffemengen überlastet gewesen sein (siehe #Kernschmelze). --PM3 15:05, 15. Jun. 2011 (CEST)Beantworten

Auswirkungen auf die Atomenergiepolitik in Japan

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Dieser Abschnitt ist im Wesentlichen zur Hälfte ein Sammelsurium von Presseverlautbarungen zu irgendwelchen Absichtserklärungen. Kan will dies, die Aktionäre wollen das, Kan verlangt, Kan kündigt an. Ich denke dass das komplett neugeschrieben werden muss, und zwar so dass es tatsächliche, relevante Folgen beschreibt statt heißer Luft.

Aktuelle Kyodo-Schlagzeile dazu: "Japan to retain nuclear power as main energy source: Kaieda" [153] (auch nur eine Meinungsäußerung) --PM3 15:58, 15. Jun. 2011 (CEST)Beantworten

Block 1 SHC

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In Block 1 gab es statt des RHR (Residual Heat Removement System) das Vorläufersystem SHC (Shut-Down Cooling System). [154] Diese Kühlsysteme sind dafür zuständig, den Reaktor und das Abklingbecken zu kühlen, wenn der Block heruntergefahren ist. Sie hätten alle nach dem Erdbeben aktiv werden müssen. In Block 2 und 3 funktionierte das, in Block 1 anscheinend nicht: Dort hat man stattdessen die Notkühlung per "Isolation Condenser" eingeschaltet. Aber warum? In den Datenprotokolle von Block 1 [155][156][157][158] finde ich noch nicht einmal einen Hinweis auf die Existenz des SHC (vielleicht habe ich etwas übersehen).

Mögliche Gründe:

  • Das SHC wurde durch das Erdbeben beschädigt.
  • Das SHC war schon vor dem Erdbeben kaputt.
  • Das SHC ist nicht per Dieselgenerator abgesichert.
  • Die Mitarbeiter waren zu blöd, es einzuschalten.

? --PM3 14:24, 16. Jun. 2011 (CEST)Beantworten

Hmm... wo liest du, dass das SHC nicht aktiv war? Hier steht, das SHC durch den Ausfall der Seewasserpumpen nicht nutzbar war. In den Diagrammen gibt es eine Temperaturaufzeichnung für das SHC System. Die Temperaturen kann ich jedoch noch nicht so recht entziffern. Wenn ich mich nicht täusche wurde in den anderen Blöcken RHR zur Kühlung der Kondensationskammern, nicht zur direkten Kühlung der Reaktorbehälter, eingeschaltet. Die Textstelle muss ich allerdings noch wiederfinden. --Trigonomie - ☎ 15:22, 16. Jun. 2011 (CEST)Beantworten
SHC kühlt anders als RHR nur den Druckbehälter: [159] Wenn das läuft, braucht man keinen IC, und es ist auf jeden Fall erste Wahl. Hmm, der IC könnte natürlich anfangs nur zur Überbrückung bis zum Hochlauf des SHC in Betrieb gewesen sein. Zwischen 15:03 und Tsunami war er ja außer Betrieb.
Ich sehe halt Null Informationen dazu, dass das SHC eingeschaltet wurde, im Gegensatz zum RHR bei Block 2 und 3. Deine Quelle könnte man allerdings so interpretieren dass es in Betrieb war, ja. Der Wassetstand stabilisierte sich ab ca. 15:05, allerdings nur zaghaft: [160] Könnte das das SHC gewesen sein? --PM3 16:37, 16. Jun. 2011 (CEST)Beantworten
Moment, hier ist noch was: [161] Schwankender Reaktordruck zwischen Abschalten des IC und Tsunami. Tepco sagt, das wären entweder die Sicherheitsventile oder der IC gewesen. Demnach war das SHC nicht in Betrieb. --PM3 16:58, 16. Jun. 2011 (CEST)Beantworten
Ich finde auch keinen Hinweis, dass SHC in Betrieb war. Die Temperaturen in dem System steigen (wenn ich es richtig sehe) in den Aufzeichnungen auch nicht an. Das ganze ist wirklich merkwürdig. --Trigonomie - ☎ 17:19, 16. Jun. 2011 (CEST)Beantworten
Ich denke, dass die den Druckbehälter nach dem Abschalten des IC von außen per Containment Spray gekühlt haben. Das passt zeitlich exakt zum Verlauf des Wasserstands. Und warum sonst sollte man das CCS so früh einschalten? Im Containment selbst war da noch nichts zu kühlen. Core Spray ging nicht, wegen zu hohem Druck (laut Lochbaum). Bei Block 2 und 3 fehlen die Aufzeichnungen zum Containment Spray, sodass man's leider nicht vergleichen kann. --PM3 18:36, 16. Jun. 2011 (CEST)Beantworten
Das SHC ist wohl kein Bestandteil des "Notkühlsystems". [162]. Evtl. ging man davon aus, dass bald wieder die Dampfventile geöffnet werden können und die normale Kondensationskammer bei den Generatoren wieder zur Verfügung stehen würde. --Trigonomie - ☎ 18:55, 16. Jun. 2011 (CEST)Beantworten
Sehr unwahrscheinlich, nach so einem brutalen Erdbeben fährt man ein Kraftwerk nicht gleich wieder hoch. --PM3 19:06, 16. Jun. 2011 (CEST)Beantworten
Neee ... nicht wieder hochfahren! Lies mal o.g. Quelle durch. Normale Kühlung im Stillstand läuft über den normalen Kondensator, mit Bypass der Turbine. --Trigonomie - ☎ 19:08, 16. Jun. 2011 (CEST)Beantworten
Achso. Das geht aber nicht im Notstrombetrieb: "The emergency diesel generators do not provide power to the equipment handling the steam collecting in the main condenser." [163]. Meinst du, die haben auf eine Rückkehr der externen Stromversorgung spekuliert? Kann ich mir nicht vorstellen, dass das noch mit den Betriebsvorschriften vereinbar gewesen wäre, also das wäre dann Nr. 4: Bedienungsfehler. --PM3 19:58, 16. Jun. 2011 (CEST)Beantworten
OK, ich gebe mich geschlagen ;-) Aber Bedienfehler will ich auch nicht unterstellen. hmmm ... Wie war das mit dem Rohrbruch durch Erdbeben? War nicht ein Notkühlsystem betroffen? --Trigonomie - ☎ 20:07, 16. Jun. 2011 (CEST)Beantworten
Das HPCI in Block 3 hatte laut Tepco-Vermutung einen Erdbenschaden. Zu Block 1 gibts die unbestätigten Berichte von Arbeitern über Rohrbrüche im Reaktorgebäude, die Tepco dementiert.
In Block 2 war die Reihenfolge so:
  • 15:02:00: Meerwasserpumpe A ein
  • 15:02:40: Meerwasserpumpe C ein
  • 15:02:45: RCIC ein
  • 15:06:00: RHR A ein
  • 15:07:00: RHR B ein
Das mussten sie das RHR einschalten, zur Unterstützung des RCIC, und wegen des Abklingbeckens. In Block 1 ging es im Prinzip auch erst mal ohne RHR, beim Abklingbecken hatte man Zeit. Mir kommt es nur seltsam vor, zuerst die begrenzten Notressourcen IC und CCS aufzubrauchen, statt das fast unbegrenzte SHC anzuwerfen (verbraucht halt etwas mehr Generatordiesel). Und das Abklingbecken vorübergehend ungekühlt zu lassen, klingt auch irgendwie unplausibel, auch wenn's nicht eilt. --PM3 20:49, 16. Jun. 2011 (CEST)Beantworten
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