数字で考察する【福島第一原発】

[1 名無電力１４００１ 2011/03/26(土) 05:53:46.51]

具体的数字を持って技術的見解を戦わすスレです

注1　異端な見解でも討論可能な具体的数字であればOK、逆に望むところ
注2　なおSCとかDWの用語　シーベルト　ベクレル　グレイ　MPa などの単位の読めるのが参加の最低条件です
注3　ここにツブヤキを捨ててゆかないで下さい。
注4　質問なら以下のスレに。　このスレの人も見ています。
【質問なら俺に聞け】福島第一・二原発事故 FAQ　２
http://kamome.2ch.net/test/read.cgi/atom/1300802194/

関連スレ
福島第一・二原発事故 【社会問題】　考察スレ
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原発60
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[2 名無電力１４００１ 2011/03/26(土) 06:04:17.66]

格納容器内の高濃度汚染海水1ccの成分と危険度
核種　 濃度cc 半減期　経口摂取 吸入摂取 核種名 　　　　　　
Co-60 　約7.0e2 5.27年　3.4E-9　3.1E-8（Sv/Bq）コバルト６０ 　　　
Tc-99m 約2.5e3 6.02時 2.2E-11 2.0E-11(Sv/Bq) テクネチウム９９ｍ
I -131 約1.2e6 8.04日　2.2E-8　7.4E-9（Sv/Bq）ヨウ素１３１ 　　　
Cs-134 約1.8e5 2.06年　1.9E-8　2.0E-8（Sv/Bq）セシウム１３４ 　　
Cs-136 約2.3e4 13.1日　3.0E-9　2.8E-9（Sv/Bq）セシウム１３６ 　　
Cs-137 約1.8e5 30.0年　1.3E-8　3.9E-8（Sv/Bq）セシウム１３７ 　　
Ba-140 約5.2e4 12.7日　2.6E-9　5.8E-9（Sv/Bq）バリウム１４０ 　　
La-140 約9.4e3 1.68日　2.0E-9　1.1E-9（Sv/Bq）ランタン１４０ 　　
Ce-144 約2.2e6 284日　5.2E-9　5.3E-8（Sv/Bq）セリウム１４４ 　　
合計3.9E6Bq/cc 水面400mSv/h

ttp://www.remnet.jp/lecture/b05_01/4_1.html
ttp://www.meti.go.jp/press/20110325001/20110325001-2.pdf

核種名 　経口摂取 吸入摂取
I -131 　26.40mSv/cc 8.880mSv/cc
Cs-134 　3.420mSv/cc 3.600mSv/cc
Cs-137 　2.340mSv/cc 7.020mSv/cc
Cs-136 　0.069mSv/cc 0.064mSv/cc
Ce-144　 11.44mSv/cc 116.6mSv/cc

[3 名無電力１４００１ 2011/03/26(土) 06:18:14.59]

不思議現象
□１号炉　S/Cの放射線強度の怪　なぜこんな早く減衰するのか?
　　　　　 テクネチウム９９ｍは半減期が短いが量が少ない。

□１号炉/23号炉の　放射線強度の怪　　あきらかにSC/DWの比率が異なる。

□漏れてるの放射線量の怪　なぜこんな低いのだ？　

プラント関連パラメータ
ttp://www.meti.go.jp/press/20110325006/20110325006-3.pdf

1号漏水の結果
ttp://www.meti.go.jp/press/20110326001/20110326001-2.pdf
C1- 38 1.6E6
As- 74 3.9E3
Y - 91 5.2E4　58.5日
I -131 2.1E6 8.04日 3号1.2e6
Cs-134 1.6E5 2.06年 3号1.8e5 セシウム
Cs-136 1.7E4 13.1日 3号2.3e4
Cs-137 1.8E6 30.0年 3号1.8e5
La-140 3.4E2 1.68日 3号9.4e3 ランタン

[4 名無電力１４００１ 2011/03/26(土) 06:26:39.33]

抜けてた半減期
Cl- 38 1.6E6 37.2分 塩素
As- 74 3.9E3 7.77日 ヒ素

[5 □１号炉 S/Cの放射線強度の怪 2011/03/26(土) 07:07:27.77]

１号機 格納容器雰囲気モニタ（CAMS)
D/W 47.8Sv/h S/C 34.9Sv/h (3/22 11:20測定)
　　　　　　　　↓　　　　0.91減 16.7時間 半減期2.4 時間
D/W 46.0Sv/h S/C 31.6Sv/h (3/23 04:00測定)
　　　　　　　　↓　　　　0.97減 　5時間 半減期0.2時間
D/W 48.8Sv/h S/C 30.6Sv/h (3/23 09:00測定)
　　　　　　　　↓　　　　0.81減 　49時間 半減期14.6時間
D/W 38.9Sv/h S/C 24.9Sv/h (3/25 10:00測定)

と、半減期換算で１日以下となっている。

半減期37分の 塩素38　 １号炉の漏水では多いが、これはもしかして 海水中の塩素中 24.23% ある塩素37が放射化したものではないのか？

海水の成分で多いのはH O Na Cl だが、H,O は放射化しない。
吸収断面積はCl>Na なので、Clが多く作成されるのは判る。　1/4しかない塩素37だが半減期が短いので検出されるのも判る。
半減期15時間の　Na24　が検出されているのが判らない。

しかし、異常なS/Cの減少は、炉内核分裂による海水の放射化を示してるように思えて仕方ない。

[6 名無電力１４００１ 2011/03/26(土) 07:57:31.21]

水温とゲージ圧の関係

水温　　MPa(g)　MPa(abs)
100℃　 0.000 0.102
101℃　 0.004 0.106
102℃　 0.007 0.109
103℃　 0.011 0.113
104℃　 0.015 0.117
105℃　 0.019 0.121
106℃　 0.024 0.126
107℃　 0.028 0.130 <--2号炉圧力容器ノズル(3/25 14:00)
108℃　 0.032 0.134
109℃　 0.037 0.139
110℃　 0.043 0.145 <--3号炉圧力容器底(3/25 16:10)
120℃　 0.098 0.200
130℃　 0.171 0.273 <--１号炉格納容器圧力
140℃　 0.263 0.365
150℃　 0.379 0.481

[7 名無電力１４００１ 2011/03/26(土) 18:07:43.16]

>>3 の数字が本当なら、塩素38 が異常に多いのは、臨界の証拠。
核分裂収率は一般に山形をしていて、原子量が小さいおのはそもそも少ないうえ、半減期37分なんてのが残っている筈がない。

最近作られなければならない。海水中の塩素37が放射化したのだろう。

[8 名無電力１４００１ 2011/03/26(土) 18:12:34.35]

東電は海水注入後での臨界の可能性については認めてる
保安院は一切否定してるが

[9 名無電力１４００１ 2011/03/26(土) 18:14:09.57]

中性子でまくりですねwwwwwww
wwwwwwww

[10 名無電力１４００１ 2011/03/26(土) 22:44:28.90]

最悪な状況になる確率99.99％

最悪な状況とは、
1.　1〜4号機のどれかが復旧失敗　→　放射線濃度が高すぎて現場作業不可
2.　誰も現場に近づけず4台分が高濃度の放射性物質タレ流し　→　5〜10年間以上
3.　高濃度の土壌汚染と水源汚染で、関東圏含め日本の北半分は不毛の土地に
4.　経済破綻、国家デフォルト

[11 名無電力１４００１ 2011/03/27(日) 18:38:00.66]

緊急寄稿・東北関東大震災] 福島第一 燃料棒、密封性は確保
http://www.shimbun.denki.or.jp/news/special/20110318_01.html
＞一方、水面の上に出た燃料棒は、周辺を蒸気で囲まれているから除熱が悪い。従って崩壊熱によって温度が徐々に上昇し、
＞セ氏９００度くらいになると周りの水蒸気と反応して被覆管が酸化し始める。この反応は強い発熱反応であるから、
＞酸化が始まり出すとその付近の温度が局部的に上昇する。
＞セ氏１３００度近くになると反応が活発となり、被覆管の温度上昇は止まらなくなる。
＞この結果、被覆の外面は薄い酸化皮膜（二酸化ジルコニウム）で覆われるが、
　　　　★ここで酸素は殆ど無いはずで　作られるのは水酸化ジルコニウムではなかろうか？

＞被覆管の内表面もまた燃料ペレット（二酸化ウラン）から酸素を奪って同じ酸化被膜を作る。
これが事実だとすると、金属ウラン融点1132℃　　二酸化ウラン融点 2,800℃　　比重 10.97から劣化するのか

[12 名無電力１４００１ 2011/03/27(日) 19:00:04.41]

http://www.gengikyo.jp/report/pdf/tohokutaiheiyoyo_4_FAQ2-1.pdf
>ウラン燃料、被覆管および制御材の融点について
>ウラン燃料 2850℃
>ジルコニウム被覆管 1850℃
>ステンレス鋼 約 1450℃
>ボロンカーバイド、2180℃（βボロンの融点）

[13 名無電力１４００１ 2011/03/28(月) 10:00:31.45]

ttp://www.47news.jp/CN/201103/CN2011032701000673.html
　保安院は
　１１日午後１０時に「福島第１（原発）２号機の今後のプラント状況の評価結果」を策定。
　　炉内への注水機能停止で５０分後に「炉心露出」が起き、
　１２日午前０時５０分には炉心溶融である「燃料溶融」に至るとの予測を示し、
　　　　　午前３時２０分には放射性物質を含んだ蒸気を排出する応急措置「ベント」を行うとしている。
　　　　　保安院当局者は「最悪の事態を予測したもの」としている。評価結果は１１日午後１０時半、首相に説明されていた。

　１２日午前１時前には１号機の原子炉格納容器内の圧力が異常上昇。
　　　　４時ごろには１号機の中央制御室で毎時１５０マイクロシーベルトのガンマ線、
　　　　５時ごろには原発正門付近でヨウ素も検出された。

[14 名無電力１４００１ 2011/03/28(月) 19:50:21.95]

>>5
まあデータをそのまま信じるなら臨界による放射化しかないけど、データが間違えている可能性も否定出来ないな。
といっても俺達はデータが正しいとして推測してゆくしかないわけだけどな。

１号機SCの早い減衰は、事故直後に多く放射性物質が流れ出て
後の濃度はそう高くないという仮説はどうだろうか?

そうすれば半減期＋原子炉内からの薄い濃度の水で薄まるという事にならないかな

[15 名無電力１４００１ 2011/03/29(火) 06:54:40.34]

ttp://www.meti.go.jp/press/20110328008/20110328008-3.pdf
圧力容器：
　注水量 1号 113L/min　 2号117L/min　 3号210L/min
　水位　　1号 -1700mm　　2号-1500mm　 3号-1850mm
　原子炉 1号 0.376Mpag　 2号-0.032MPag 3号0.025MPa
　ノズル　1号 304.5℃　　　 2号144.1℃　　　3号 41.9℃
　容下部　1号 139.3℃　　　 2号 60.0℃　　　3号124.4℃

格納容器：DW(ドライウエル) SC(圧力抑制室=サプレッションチェンバ)
1号 D/W 33.9Sv/h S/C 40.4Sv/h (3/28 12:30測定) DW 0.270 MPa abs SC 0.270Mpa abs
2号 D/W 40.4Sv/h S/C 31.0Sv/h (3/28 12:30測定) DW 0.100 Mpa abs SC ****
3号 D/W 1.39Sv/h S/C 1.23Sv/h (3/28 10:30測定) DW 0.1076Mpa abs SC 0.1792Mpa abs

1号の変化
D/W 47.8Sv/h S/C 34.9Sv/h (3/22 11:20測定)
D/W 46.0Sv/h S/C 31.6Sv/h (3/23 04:00測定)
D/W 38.9Sv/h S/C 24.9Sv/h (3/25 10:00測定)


２号の圧力容器下部の温度が60℃と低くなった。　考えられるのは
　１、ドライウエルの落水が圧力容器に接触した＝あと殆ど水は入らない
　２、圧力容器下部に落ち込んだ燃料ペレットが十分洗われて発熱を失った

[16 名無電力１４００１ 2011/03/29(火) 06:59:26.10]

>>15
訂正
格納容器：DW(ドライウエル) SC(圧力抑制室=サプレッションチェンバ)
1号 D/W 33.9Sv/h S/C 20.8Sv/h (3/28 12:30測定) DW 0.270 MPa abs SC 0.270Mpa abs
2号 D/W 40.4Sv/h S/C 1.39Sv/h (3/28 12:30測定) DW 0.100 Mpa abs SC ****
3号 D/W 31,0Sv/h S/C 1.23Sv/h (3/28 10:30測定) DW 0.1076Mpa abs SC 0.1792Mpa abs

[17 名無電力１４００１ 2011/03/29(火) 07:11:42.77]

プルトニウムが0.54ベクレルでたという事だけど、半減期からすると　他の放射性物質よりも量は多い。

理由として考えられるのは　
２酸化プルトニウム　が高温でジルコニウム皮膜から還元されて　金属に戻り
さらに水と反応して水酸化プルトニウムになって流れ出た。
てな感じかな

[18 名無電力１４００１ 2011/03/29(火) 13:25:09.70]

2号炉の圧力容器負圧のしくみ

裂け目
　 　＋＝＝＋
┏━‖━┓‖圧力容器
┠─∴─┨‖←汽水分離は280℃70気圧で設計されているから容積が足りない
┃　 　　　┃‖　　水温が100℃なので蒸気圧は１気圧だが　下のドライウエルの温度が低いので負圧になる
┃∴∴∴┃‖　
┠───┨‖←格子板（燃料棒はこの板より上）
┃∴∴∴┃‖　上部が熱源なので下部は熱伝導を殆どしない
┃∴∴∴┃‖　下部は放熱で冷えるが、それは格納容器の雰囲気温度まで
┗━━━┛‖　
　　　┏━━‖━━┓
　　　┃　　　‖　　　┃圧力抑制室気相部 　　約3,200立方メートル
　　　┃　　　‖　　　〜⇒ 裂け目があるので蒸気が漏れるため１気圧　蒸気が出るので冷える
　　　┃∴∴‖∴∴┃　　　50℃付近か
　　　┃∴∴‖∴∴┃ＳＣ(ドライウエル) の水中に蒸気が引っ張り込まれる
　　　┃∴∴∴∴∴┃元は約3,000立方メートル
　　　┗━━━━━┛

つまり2号機のＳＣは裂けているものと思われる。

[19 名無電力１４００１ 2011/03/29(火) 16:02:38.55]

■圧力容器は全て壊れていない。あるいは大きくは壊れていない。
　理由：圧力変動が見られる事。２号が負圧になるのは２号SC水温が低い為に凝結して引っ張られる為

■格納容器は少なくとも２号はどこか大きく壊れている。
　２号炉が負圧になるのは２号SC水温が低いためであり、それは蒸気が抜けているせいである。

■圧力容器の底に燃料ペレットは大量には溜まっていない。
　理由は最近圧力容器底の温度が下がってきた。これは格納容器雰囲気温度に収束してる事を意味している。
　２号が特に低いのは蒸気抜けで雰囲気が低い温度の為。

■再臨界は廃液の放射性物質測定結果から１号以外は否定出来る。
　また１号も非常に量が少ない事から臨界条件が作られたとしても小規模で短時間に終わっている。
　この程度では発熱量としてはでないだろう。　崩壊熱と比較出来るくらいの規模で核分裂反応が起きたなら
　Na24や半減期の長い放射性塩素が放射化で検出される筈。

■水位計が壊れていないのだとしたら、炉から出る水蒸気の湿り度が水位に対して指数的な変化を示してしまうのだろう。
　発熱量が同じで低圧で蒸気を放出するため、流量変化は湿り度の変化になる。　
　不純物の多い水のため、水位が上げると沸騰による泡で湿り度が上がり冷えなくなるというフィードバックで水位が
　上がらないのだろう。　水量を比熱だけで冷えるだけの量に増やさないと水位は上がらないだろう。
　それには閉鎖冷却が完成しないと無理だろう。

以上、異論、反論あれば論理的にたのむ。

[20 名無電力１４００１ 2011/03/29(火) 16:21:21.72]

発熱量と注水量についての考察

現在の発熱を4MW とする。　注水温度を20℃として
水の比熱 4.2kJ/kg℃　水の気化熱 2250kJ/kg
水の比熱で冷やすなら 　4000/(80*4.2)　　 = 714L/min
水の気化熱で冷やすなら 4000/(80*4.2+2250)=　92L/min
湿り度xとすると
　(80*4.2)*x+(80*4.2+2250)*(1-x) = 80*4.2+2250*(1-x)
　120L/minの時　湿り度は 26%です。　
　これは１気圧の容積比では0.026%
　発泡を抑えるような薬品が使えると良いのでしょうが普通の淡水では水位が上がらないのではないかと思われます。