Сейчас с семьей находимся в Токио. Это каких-то 300 км от атомной станции. На сколько реально дело может дойти до взрыва реаторов? Успокаивает информация, что их охлаждают, но каким образом и как эффективно?? Тут вообще по телевизору только успокаивающая информация. Все говорят мягкими голосами, как доктор больному насморком. Но сегодня в первый раз по телевидению рассказывали, что нужно делать при радиактивном заражении.... это настораживает.
Я вам в личное написал. Поймите, 300 или 3000 км зависит от силы взрыва и от естественных причин таких как ветер и.п. Здесь эффект "мячика" брошенного в воду. Брызги разлетаются кругом и почти ничего нет внутри. Малые дозы радиации наносят вред гораздо больший чем большие, особенно для живых организмов. Сильное излучение просто убивает клетку, а малое повреждает, разрывает структуру , вызывает хромосомные аберрации(перестройки), появляется как-бы вторичный эффект повреждения.Ничего Вы не сделаете, просто дозу меньше получите. Уезжайте пока не поздно. Даже то, что уже случилось скажется на вас и потомстве.Не хочу вас пугать, но это факт.
10 мая 2011 года в Японии произошло серьезное землетрясение. В результате его сильно повреждены несколько японских атомных электростанций. В СМИ были сообщения о взрывах на них, о попытках использования для охлаждения реактора морской воды, даже о неконтролируемой цепной реакции.
Вот то то и оно, что пи...т, как комиссар перед атакой. Моих познаний хватило бы, чтобы прикинуть сценарий, будь у меня точная информация. А они все врут.
Если я напишу свое мнение его просто скроют. Вам для размышления:В Японии используются следующие типы реакторов: кипящий ядерный реактор (Boiling Water Reactor (BWR), усовершенствованный кипящий ядерный реактор (Advanced Boiling Water Reactor (ABWR)), реактор с водой под давлением (Power Water Reactor (PWR)), прототип FNR (Ford Nuclear Reactor).
Действующие энергетические ядерные реакторы в Японии
АЭС "Фукусима" (префектура Фукусима)
Fukushima I 1 (реактор типа BWR компании TEPCO, полезная производительность 439 МВт, запущен в марте 1971 г.)
Fukushima I 2 (реактор типа BWR компании TEPCO, полезная производительность 760 МВт, запущен в июле 1974 г.)
Fukushima I 3 (реактор типа BWR компании TEPCO, полезная производительность 760 МВт, запущен в марте 1976 г.)
Fukushima I 4 (реактор типа BWR компании TEPCO, полезная производительность 760 МВт, запущен в октябре 1978 г.)
Fukushima I 5 (реактор типа BWR компании TEPCO, полезная производительность 760 МВт, запущен в апреле 1978 г.)
Fukushima I 6 (реактор типа BWR компании TEPCO, полезная производительность 1067 МВт, запущен в октябре 1979 г.)
Fukushima II 1 (реактор типа BWR компании TEPCO, полезная производительность 1067 МВт, запущен в апреле 1982 г.)
Fukushima II 2 (реактор типа BWR компании TEPCO, полезная производительность 1067 МВт, запущен в феврале 1984 г.)
Fukushima II 3 (реактор типа BWR компании TEPCO, полезная производительность 1067 МВт, запущен в июне 1985 г.)
Fukushima II 4 (реактор типа BWR компании TEPCO, полезная производительность 1067 МВт, запущен в августе 1987 г.)
АЭС «Генкай» (префектура Фукуока)
Genkai 1 (реактор типа PWR компании Kyushu, полезная производительность 529 МВт, запущен в октябре 1975 г.)
Genkai 2 (реактор типа PWR компании Kyushu, полезная производительность 529 МВт, запущен в марте 1981 г.)
Genkai 3 (реактор типа PWR компании Kyushu, полезная производительность 1127 МВт, запущен в марте 1994 г.)
Genkai 4 (реактор типа PWR компании Kyushu, полезная производительность 1127 МВт, запущен в июле 1997 г.)
АЭС "Хамаока" (префектура Сиодзука)
Hamaoka 3 (реактор типа BWR компании Chubu, полезная производительность 1056 МВт, запущен в августе 1987 г.)
Hamaoka 4 (реактор типа BWR компании Chubu, полезная производительность 1092 МВт, запущен в сентябре 1993 г.)
Hamaoka 5 (реактор типа ABWR компании Chubu, полезная производительность 1325 МВт, запущен в январе 2005 г.)
АЭС "Хигасидори" (префектура Аомори)
Higashidori 1 Tohoku (реактор типа BWR компании Tohoku, полезная производительность 1067 МВт, запущен в декабре 2005 г.)
АЭС "Иката" (префектура Эхимэ)
Ikata 1 (реактор типа PWR компании Shikoku, полезная производительность 538 МВт, запущен в сентябре 1977 г.)
Ikata 2 (реактор типа PWR компании Shikoku, полезная производительность 538 МВт, запущен в марте 1982 г.)
Ikata 3 (реактор типа PWR компании Shikoku, полезная производительность 846 МВт, запущен в декабре 1994 г.)
АЭС "Касивадзаки Карива" (префектура Ниигата)
Kashiwazaki Kariwa 1 (реактор типа BWR компании TEPCO, полезная производительность 1067 МВт, запущен в сентябре 1985 г.)
Kashiwazaki Kariwa 2 (реактор типа BWR компании TEPCO, полезная производительность 1067 МВт, запущен в сентябре 1990 г.)
Kashiwazaki Kariwa 3 (реактор типа BWR компании TEPCO, полезная производительность 1067 МВт, запущен в августе 1993 г.)
Kashiwazaki Kariwa 4 (реактор типа BWR компании TEPCO, полезная производительность 1067 МВт, запущен в августе 1994 г.)
Kashiwazaki Kariwa 5 (реактор типа BWR компании TEPCO, полезная производительность 1067 МВт, запущен в апреле 1990 г.)
Kashiwazaki Kariwa 6 (реактор типа ABWR компании TEPCO, полезная производительность 1315 МВт, запущен в ноябре 1996 г.)
Kashiwazaki Kariwa 7 (реактор типа ABWR компании TEPCO, полезная производительность 1315 МВт, запущен в июле 1997 г.)
АЭС "Михама" (префектура Фукуи)
Mihama 1 (реактор типа PWR компании Kansai, полезная производительность 320 МВт, запущен в ноябре 1970 г.)
Mihama 2 (реактор типа PWR компании Kansai, полезная производительность 470 МВт, запущен в июле 1972 г.)
Mihama 3 (реактор типа PWR компании Kansai, полезная производительность 780 МВт, запущен в декабре 1976 г.)
АЭС "Охи" (префектура Фукуи)
Ohi 1 (реактор типа PWR компании Kansai, полезная производительность 1120 МВт, запущен в марте 1979 г.)
Ohi 2 (реактор типа PWR компании Kansai, полезная производительность 1120 МВт, запущен в декабре 1979 г.)
Ohi 3 (реактор типа PWR компании Kansai, полезная производительность 1127 МВт, запущен в декабре 1991 г.)
Ohi 4 (реактор типа PWR компании Kansai, полезная производительность 1127 МВт, запущен в феврале 1993 г.)
АЭС "Онагава" (префектура Мияги)
Onagawa 1 (реактор типа BWR компании Tohoku, полезная производительность 498 МВт, запущен в июне 1984 г.)
Onagawa 2 (реактор типа BWR компании Tohoku, полезная производительность 796 МВт, запущен в июле 1995 г.)
Onagawa 3 (реактор типа BWR компании Tohoku, полезная производительность 796
Спасибо. Принцип реактора БВР я понимаю. Мне хотелось бы понимать действительные повреждения и реальные прогнозы последствий от специалиста. Эшка запостил подобное, но там все основано на предположениях, хотя выступают именитые люди. Хотелось бы наверняка.
100% не может быть ядерного взрыва. Максимум-тепловой. Наихудший прогноз-заражение окрестностей радиоактивным паром из первого контура теплообменника. Может несколько подняться уровень на Сахалине, Курилах, Камчатке и в Приморье. Усе.
Вот и отлично. Если вкратце, цепную реакцию деления ядер урана и плутония вызывают образующиеся при этой же реакции нейтроны. Их количество регулируют специальными стержнями из бористой стали или кадмия, хорошо поглощающими нейтроны. Чем глубже стержни ввели в реактор, тем больше нейтронов поглощается и реактор затухает. Но этот механизм не мгновенный, он обладает определенной инерционностью. Как бы объяснить? Вот представьте себе печку с горящими дровами, тепло от которой отводит циркулирующая по радиатору, окружающему печку, вода. В печке горят дрова, там куча непрогоревших углей. Вдруг по какой-то причине вода перестает циркулировать и тепло перестает отводится... Что делать? Правильно, первое, что нужно сделать — прекратить реакцию горения, т.е. закрыть поддувало полностью. Но! Печь полна горячих углей! Для того, чтоб они остыли, необходимо время и необходима циркуляция воды. Если воду в радиаторе остановить, она вскипит и рванет, что и произошло в Чернобыле. На японском реакторе, мне кажется, произошло уже нечто подобное. Но там, говорят, зона реакции заключена в дополнительную оболочку. Похоже, радиатор рванул, но внутренняя часть реактора пока цела. А там... Неконтролируемая и неохлаждаемая медленно остывающая, но все же очень горячая и продолжающаяся реакция... Извините, если кого напугал, но по-простому — реакторы работают примерно так...
Но... Самое страшное, что как бы печально это ни звучало, лучше бы произошел ядерный взрыв. Дело в том, что при ядерном взрыве почти не образуется долгоживущих изотопов, загрязняющих окружающую среду. В момент взрыва — да: альфа-, бета-, гамма-излучения. Но, если кто-то выживет, то в принципе уже через несколько лет что называется "жить можно". А вот если просто разрушить реактор (так произошло в Чернобыле, так, похоже, происходит и сейчас, из его недр выбрасываются элементы непрореагировавшего до конца ядерного топлива с периодами полураспада от 8-ми суток у радиоактивного йода, до 4,5 миллиарда лет у урана... Вот тут уже в зависимости от разнесения этих продуктов распада, загрязненные территории нельзя использовать от сотен и тысяч лет до миллионов и миллионов лет в зависимости от степени загрязнения. Т.е, по сути дела, вечно...это плата за прогресс..
Еще раз спасибо wizard76. Сравнение с печкой повеселило. Меня как раз беспокоит неконтролируемость реактора. Насколько я знаю (могу и ошибаться) регулирующие стержни делают на основе хорошо поглощающего нейтроны углерода. Даже если они целиком из кадмия или бористой стали, их поглощающая способность ограничена. При нарушении циркуляции воды реактор разогревается, рабочая зона спекается, стержни уже не ввести или они неуправляемы из-за аварии и в реакторе пошла цепная реакция, т.е. взрыв. Да, продукты взрыва, если можно так сказать, "гуманнее" продуктов реакции. Но последствия взрыва такого количества урана могут оказаться катастрофичными для всей планеты. К тому же при взрыве образуется огромное количество нейтронов, которые могут спровоцировать взрыв соседнего реактора (какова их проникающая способность?)?
Проникающая способность нейтронов зависит от их энергии и состава атомов вещества, с которыми они взаимодействуют. Слой половинного ослабления лёгких материалов для нейтронного излучения в несколько раз меньше, чем для тяжёлых. Тяжёлые материалы, например металлы, хуже ослабляют нейтронное излучение, чем гамма-излучение.Лучшими для защиты от нейтронного излучения являются водородсодержащие материалы. Обычно применяют воду, парафин, полиэтилен. Ну и сопровождаются гамма излучениями.Длина пробега нейтронов промежуточных энергий составляет около 15 м в воздушной среде и 3 см в биологической ткани, аналогичные показатели для быстрых нейтронов – соответственно 120 м и 10 см.
Поймите, прогноз в данном случае от экологической катастрофы до полного ...Раз-два рванет,сместится ось-за ней пласты, пробудятся вулканы, цунами-природные катастрофы-кирдык экономике-и т.п. Плюс экология, хромосомные аберрации..не буду ..
По крайней мере, чтобы сделать хоть какой-то прогноз надо иметь достоверную информацию. У меня ее нет. Да и откуда кто знает что у японцев на станции творится, какие замедлители используются, какая защита, что они там "обновляли", хватает "но".
Можно уничтожить живое и без взрывов, одной только утечкой. И не надо писать про ЧернобыльскуюАЭС-там во-первых реактор РБМК, во вторых 86 год это не 2011.Японцы не все самоубийцы.
Я писал людям чсценарий аварии, чистого взрыва говорите не будет? Напишу и вам: ничего японцы не сделают-время упустили. Сначала накроется 1 блок, затем остальные 5. Станция потеряна точно. Технически потушить нереально. Далее взрывы и облако с 6 реакторов накроет Японию. Им надо остальные станции останавливать и вывозить все всем миром.Япония погибнет 100%, погибнет часть штатов, дойдет и до нас со временем. Дай бог мне ошибиться.
Комментарии
--------------------------------------------какой 10 мая2011 года????писатель!!!!сейчас март!!!
Действующие энергетические ядерные реакторы в Японии
АЭС "Фукусима" (префектура Фукусима)
Fukushima I 1 (реактор типа BWR компании TEPCO, полезная производительность 439 МВт, запущен в марте 1971 г.)
Fukushima I 2 (реактор типа BWR компании TEPCO, полезная производительность 760 МВт, запущен в июле 1974 г.)
Fukushima I 3 (реактор типа BWR компании TEPCO, полезная производительность 760 МВт, запущен в марте 1976 г.)
Fukushima I 4 (реактор типа BWR компании TEPCO, полезная производительность 760 МВт, запущен в октябре 1978 г.)
Fukushima I 5 (реактор типа BWR компании TEPCO, полезная производительность 760 МВт, запущен в апреле 1978 г.)
Fukushima I 6 (реактор типа BWR компании TEPCO, полезная производительность 1067 МВт, запущен в октябре 1979 г.)
Fukushima II 1 (реактор типа BWR компании TEPCO, полезная производительность 1067 МВт, запущен в апреле 1982 г.)
Fukushima II 2 (реактор типа BWR компании TEPCO, полезная производительность 1067 МВт, запущен в феврале 1984 г.)
Fukushima II 3 (реактор типа BWR компании TEPCO, полезная производительность 1067 МВт, запущен в июне 1985 г.)
Fukushima II 4 (реактор типа BWR компании TEPCO, полезная производительность 1067 МВт, запущен в августе 1987 г.)
АЭС «Генкай» (префектура Фукуока)
Genkai 1 (реактор типа PWR компании Kyushu, полезная производительность 529 МВт, запущен в октябре 1975 г.)
Genkai 2 (реактор типа PWR компании Kyushu, полезная производительность 529 МВт, запущен в марте 1981 г.)
Genkai 3 (реактор типа PWR компании Kyushu, полезная производительность 1127 МВт, запущен в марте 1994 г.)
Genkai 4 (реактор типа PWR компании Kyushu, полезная производительность 1127 МВт, запущен в июле 1997 г.)
АЭС "Хамаока" (префектура Сиодзука)
Hamaoka 3 (реактор типа BWR компании Chubu, полезная производительность 1056 МВт, запущен в августе 1987 г.)
Hamaoka 4 (реактор типа BWR компании Chubu, полезная производительность 1092 МВт, запущен в сентябре 1993 г.)
Hamaoka 5 (реактор типа ABWR компании Chubu, полезная производительность 1325 МВт, запущен в январе 2005 г.)
АЭС "Хигасидори" (префектура Аомори)
Higashidori 1 Tohoku (реактор типа BWR компании Tohoku, полезная производительность 1067 МВт, запущен в декабре 2005 г.)
АЭС "Иката" (префектура Эхимэ)
Ikata 1 (реактор типа PWR компании Shikoku, полезная производительность 538 МВт, запущен в сентябре 1977 г.)
Ikata 2 (реактор типа PWR компании Shikoku, полезная производительность 538 МВт, запущен в марте 1982 г.)
Ikata 3 (реактор типа PWR компании Shikoku, полезная производительность 846 МВт, запущен в декабре 1994 г.)
АЭС "Касивадзаки Карива" (префектура Ниигата)
Kashiwazaki Kariwa 1 (реактор типа BWR компании TEPCO, полезная производительность 1067 МВт, запущен в сентябре 1985 г.)
Kashiwazaki Kariwa 2 (реактор типа BWR компании TEPCO, полезная производительность 1067 МВт, запущен в сентябре 1990 г.)
Kashiwazaki Kariwa 3 (реактор типа BWR компании TEPCO, полезная производительность 1067 МВт, запущен в августе 1993 г.)
Kashiwazaki Kariwa 4 (реактор типа BWR компании TEPCO, полезная производительность 1067 МВт, запущен в августе 1994 г.)
Kashiwazaki Kariwa 5 (реактор типа BWR компании TEPCO, полезная производительность 1067 МВт, запущен в апреле 1990 г.)
Kashiwazaki Kariwa 6 (реактор типа ABWR компании TEPCO, полезная производительность 1315 МВт, запущен в ноябре 1996 г.)
Kashiwazaki Kariwa 7 (реактор типа ABWR компании TEPCO, полезная производительность 1315 МВт, запущен в июле 1997 г.)
АЭС "Михама" (префектура Фукуи)
Mihama 1 (реактор типа PWR компании Kansai, полезная производительность 320 МВт, запущен в ноябре 1970 г.)
Mihama 2 (реактор типа PWR компании Kansai, полезная производительность 470 МВт, запущен в июле 1972 г.)
Mihama 3 (реактор типа PWR компании Kansai, полезная производительность 780 МВт, запущен в декабре 1976 г.)
АЭС "Охи" (префектура Фукуи)
Ohi 1 (реактор типа PWR компании Kansai, полезная производительность 1120 МВт, запущен в марте 1979 г.)
Ohi 2 (реактор типа PWR компании Kansai, полезная производительность 1120 МВт, запущен в декабре 1979 г.)
Ohi 3 (реактор типа PWR компании Kansai, полезная производительность 1127 МВт, запущен в декабре 1991 г.)
Ohi 4 (реактор типа PWR компании Kansai, полезная производительность 1127 МВт, запущен в феврале 1993 г.)
АЭС "Онагава" (префектура Мияги)
Onagawa 1 (реактор типа BWR компании Tohoku, полезная производительность 498 МВт, запущен в июне 1984 г.)
Onagawa 2 (реактор типа BWR компании Tohoku, полезная производительность 796 МВт, запущен в июле 1995 г.)
Onagawa 3 (реактор типа BWR компании Tohoku, полезная производительность 796
Но... Самое страшное, что как бы печально это ни звучало, лучше бы произошел ядерный взрыв. Дело в том, что при ядерном взрыве почти не образуется долгоживущих изотопов, загрязняющих окружающую среду. В момент взрыва — да: альфа-, бета-, гамма-излучения. Но, если кто-то выживет, то в принципе уже через несколько лет что называется "жить можно". А вот если просто разрушить реактор (так произошло в Чернобыле, так, похоже, происходит и сейчас, из его недр выбрасываются элементы непрореагировавшего до конца ядерного топлива с периодами полураспада от 8-ми суток у радиоактивного йода, до 4,5 миллиарда лет у урана... Вот тут уже в зависимости от разнесения этих продуктов распада, загрязненные территории нельзя использовать от сотен и тысяч лет до миллионов и миллионов лет в зависимости от степени загрязнения. Т.е, по сути дела, вечно...это плата за прогресс..