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福島第一1号機の検証
http://www.asyura2.com/19/genpatu51/msg/818.html
投稿者 クエ−サ−X1 日時 2019 年 8 月 21 日 01:52:24: zkmpfPUW3JyLw g06DR4F8g1SBfFgx
 

福島1号機を検証してみます、まず元東電社員木村俊雄氏は地震で「ジェットポンプ計測配管の破損」が損傷し炉心流量が0になり1分30秒に炉心損傷が始まったと結論した。

配管損傷箇所は計測配管側を疑っているが、私は少し違うのではないかと疑ってる、4号機で動的加重がない補助系配管が損傷していたが、1号機では再循環ポンプの小ロカを疑っている、以下にその理由をかいてみる

11日15時7分(地震発生から21分後)に格納容器スプレイ系が起動している(項目5参照
1号機のプラントデ−タ−
http://www.tepco.co.jp/cc/press/betu11_j/images/110524c.pdf

格納容器内部の圧力配管からのリ−クしか説明が付かない、ジェットポンプ計測配管は圧力容器から格納容器を貫通し原子炉建屋内部の計器に接続されている、4号機では建屋内部での接続箇所がはずれていた、格納容器スプレイ系が(格納容器圧力異常上昇)作動したことを考えれば格納容器内部の圧力配管での漏洩で可能性は低いと考えている。

国会事故庁の調査で急激な圧力降下の挙動は再循環ポンプB側の配管損傷(JENSの解析で0.3センチ平方の損傷)できわめて近い解析結果がでた、以上の理由により再循環ポンプB側の配管損傷と考えている。


非常用復水器の検証

敦賀発電所1号機の非常用復水器の作動実績
http://www.japc.co.jp/news/other/2011/pdf/20111118.pdf

敦賀発電所1号機の実際の非常用復水器のデ−タ−で非常用復水器の特性がわかる。

原子炉圧力が 7.23MPa[gage](73.8kg/cm2g)を超えて上昇し、15 秒間継続した時2系列自動作動しなったら停止するとなっている、福島1F1号機では、4.5MPa位まで降下している、明らかに異常な速度で降下している。

原子炉圧力が、6.86MPa[gage](70kg/cm2g)になったら非常用復水器1系列を作動するとなっているので、福島の運転員は手順書通りに運用していることがわかる。

敦賀発電所1号機の原子炉圧力チャ−トでは手順書どうりに運転されている、そして20ペ−ジ目再循環ル−プ温度/ル−プ流量があり不自然さはない

次は福島1F1号機のチャ−ト
http://www.tepco.co.jp/decommission/data/past_data/accident_plantdata/pdf/f1_2_Chart1.pdf
原子炉再循環ポンプ (A)入口温度(40ペ−ジ)
チャ−トが極端に醜い、さらに敦賀発電所1号機にあったル−プ流量が捜したが見あたらない。(どこかにあれば指摘してほしい)

木村俊雄氏が指摘した炉心流量0の東電の言い訳がロ−パスフィルターのデ−タ−で実際は流量はあったと主張した(新潟県 泉田知事の時のヒアリング)がロ−パスされてない生デ−タ−は公表されなかった、

こらは1号機水位及び圧力のパラメ−タ−
http://www.tepco.co.jp/nu/fukushima-np/plant-data/f1_8_Parameter_data_20110613teisei.pdf

なぜか地震直後から全電源喪失までのデ−タ−を隠している、このデ−タ−隠蔽で東電の体質の本質を表している。
 

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コメント
1. 2019年8月21日 02:07:13 : B26is5lSTM : d2VKcDRvanVoS1E=[1] 報告
訂正

原子炉圧力が 7.23MPa[gage](73.8kg/cm2g)を超えて上昇し、15 秒間継続した時2系列自動作動しなったら停止するとなっている、福島1F1号機では、4.5MPa位まで降下している、明らかに異常な速度で降下している。

正しくは

原子炉圧力が 7.23MPa[gage](73.8kg/cm2g)を超えて上昇し、15 秒間継続した時2系列自動作動し、6.37MPa[gage](65kg/cm2g)になったら、非常用復水器の作動を停止する、福島1F1号機では、約4.5MPa位まで降下している、明らかに異常な速度で降下している。


[スレ主【クエ−サ−X1】による初期非表示理由]:その他(アラシや工作員コメントはスレ主が処理可能)原子力推進派も呆れるデタラメのオンパレ−ドの内容のため

2. 2019年8月21日 23:32:58 : FZ9ZRCcwxA : OW9EVE02YTNkMzY=[2] 報告
笑える

工学的自動系と手動系すら解ってないだろ。

しかもICの場合
はICは冷却水の補給能力を有していないことから、原子炉から
SRVによる冷却材の放出を回避するために、過剰な凝縮性能を持たせている訳
これは通常の冷却機能の2倍の冷却機能を持ってる
だから2号機からはRCICに変更されてるのだね
通常停止でも手動断続させて作動させる設計になってる訳だね

原子炉隔離時の挙動
•隔離発生により原子炉圧力上昇
•数秒後に逃し安全弁が作動し圧力
上昇を抑制
•原子炉圧力高信号によりICが起動
して崩壊熱除去開始(不要な逃し弁
作動を回避)
•除熱過多のため戻り側の弁の開閉
で原子炉圧力を制御
こういう手順を踏むもの

IC の入口、出口の格納容器隔離弁は蒸気管破損の際には閉止するよう設計さ
れている。DC 制御電源が失われた場合、隔離信号が発生する設計であった訳だから
当時のIC の状態を特定する際に ERC の支援を要請し状態を確認したERC の
職員は、蒸気が IC の排気口から出ていたことを報告した。
つまり、隔離弁は電源喪失までは閉になっていなかったわけ


>11日15時7分(地震発生から21分後)に格納容器スプレイ系が起動している

格納容器スプレイ系が作動する状態って言うのは、原子炉圧力高の状態もしくは
格納容器温度が上昇してる場合、つまり逃がし安全弁が作動した場合は作動する
可能性が有る。

原子炉水位低 or D/W圧力高の場合は炉心スプレイ系が自動起動するはずだね
配管破断ならその時点で炉心スプレイ系が作動して、ICを断続作動させるはずが
無いでしょ、大体警報が鳴るしね




[スレ主【クエ−サ−X1】による初期非表示理由]:その他(アラシや工作員コメントはスレ主が処理可能)原子力推移派も呆れる内容のため

3. 2019年8月21日 23:46:17 : w6xbcnFuXc : dUUuWmMyN3g3UU0=[1] 報告
地震後、すぐに、圧力容器真下の温度計が、格納容器内の温度が急上昇したのを示しているデータが事故調報告書にあるのは、格納容器内で配管が破れたことを示しているのではないか。
4. 2019年8月23日 01:01:29 : B26is5lSTM : d2VKcDRvanVoS1E=[2] 報告
>>1は削除ミス
>>2
過渡現象記録装置 格納容器圧力の意味とICとSR弁の動作条件を考えること
http://www.tepco.co.jp/decommission/data/past_data/accident_plantdata/pdf/f1_6_Katogensho1.pdf#page=35
5. 2019年8月23日 01:18:28 : B26is5lSTM : d2VKcDRvanVoS1E=[3] 報告
敦賀発電所1号機の再循環ループ温度/流量
http://www.japc.co.jp/news/other/2011/pdf/20111118.pdf#page=11

カラ−インクで印字されル−プ流量がはっきりわかる

福島第一1号機原子炉再循環ポンプ
http://www.tepco.co.jp/decommission/data/past_data/accident_plantdata/pdf/f1_2_Chart1.pdf#page=40

不自然さを感じないだろうか、後は閲覧者が判断してください(拡大して確認)

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