Benutzer Diskussion:217.5.204.78

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Commons-Transfer per Bot

Hallo fleißige Kraftwerks-IP, bitte beachte die Anleitung in Wikipedia:Commons-Transfer_per_Bot und vergesse beim Einfügen nicht das "subst": {{subst:Nach Commons verschieben|1=Name auf Commons.ext}}. Viele Grüße --Saibo (Δ) 19:50, 29. Jun. 2010 (CEST)

Okay, danke für die Mitteilung, ich achte das nächste mal drauf. Grüße 217.5.204.78 19:51, 29. Jun. 2010 (CEST)

Soosooo

"Ich mache schon, bin auf Commons auch angemeldet ;-)." - Du bist ja komisch. Wieso editierst du hier dann nicht angemeldet? Liebst du die Zahlen? ;) Dein commonskonto kannst du per WP:SUL zu einem globalem Konto machen und musst dich dann ja auch nur einmal bei einem Projekt einloggen.

Danke für die Markierungen der Blöcke! Wäre das schon so auf dem großen Originialluftbild gewesen, hätte ich mich nicht verschnitten. :D

Viele Grüße --Saibo (Δ) 17:08, 26. Jul. 2010 (CEST)

Nachtrag: Wow! Sogar mit Verlinkung der Ausschnitte! --Saibo (Δ) 17:10, 26. Jul. 2010 (CEST)

Das hat den Grund, dass ich auf de.wiki gesperrt wurde, weshalb ist mir auch nicht so klar, da ich mich aufgrund des schnellen Vollzugs rechtfertigen konnte... Wäre natürlich schön, wenn ich mich hier wieder aktiv als Benutzer beteiligen könnte, allerdings mach ich mir nix vor und als IP nur noch so kleinere Arbeiten hier, um zumindest meinen ehemaligen Arbeitsbereich nicht ganz verkümmern zu lassen. Grüße 217.5.204.78 18:07, 26. Jul. 2010 (CEST)

Oh, das ist aber schade. Wenn du meinst, dass du zu unrecht gesperrt wurdest, könntest du dich auf WP:SP melden. Viele Grüße --Saibo (Δ) 18:18, 26. Jul. 2010 (CEST)

Naja, ich habe so viele Wiedersache, alle voran ein Admin der sowieso mehr oder weniger versucht, seinen Willen durchzusetzen und einige Benutzer und IP's, natürlich wie ich mittlerweile weiß Sockenpuppen der Benutzer, die mich hier gerade als IP verfolgen und jeder meiner Edits kritisch beäugeln. Das bekomme ich alles mich, auch wenn die so tun als wüsste ich nichts davon. Die warten nur drauf, dass einer meiner Edits irgend ein Wort enthalten würde, um mich sperren zu lassen. Eine Entsperrung werde ich aufgrund dessen gar nicht einreichen, sondern bleibe lieber bei meinen verschiedenen IPs und führe mit denen die Edits durch. Ich denke mal, der sperrende Admin wird die Entsperrung sowieso kippen, zumal ich zugeben, dass meine Umgangsart damals nicht die beste war. Hat sich zwar mittlerweile geändert, allerdings weiß ich, dass einige Benutzer extrem Nachtragend sind was ich leider feststellen muss. Als IP tuts das aber auch ;-). Grüße 217.5.204.78 18:25, 26. Jul. 2010 (CEST)

*grml* ich halte nichts von diesen lebenslangen Sperrungen. Naja gut, dann eben vorerst: weiterhin frohe Arbeit! Auf dass die Kraftwerk(-e/-sartikel) strahlen! ;) --Saibo (Δ) 18:48, 26. Jul. 2010 (CEST)

Vielleicht irgendwann mal eine Entsperrung, bin aber so voll und ganz Zufrieden. Danke dir ;-). Grüße 217.5.204.78 16:16, 27. Jul. 2010 (CEST)

Quellen

Hallo bekannte Kraftwerks-IP, danke für die Korrektur bei Datei:Kernkraftwerk Nowoworonesch II.PNG. Bitte mache doch anderen das Leben leichter und gib an, was die Quelle für deine Änderung ist. Ich habe es erst suchen müssen und dann im zugehörigen Artikel gefunden. "Siehe [[Artikelname]], Abschnitt bla" reicht ja schon. :-) Viele Grüße --Saibo (Δ) 01:13, 29. Okt. 2010 (CEST)

Hallo Saibo, werde ich das nächste mal machen ;). Hab das nur kurzfristig nebenbei gemacht, da ich schon eine Ewigkeit nun darauf warte, dass die Datei auf Commons kommt. Anscheinend überträgt der Bot die Datei aber nicht. Auch mit anderen Übertragungsprogrammen habe ich es schon versucht, anscheinend passt da was nicht. Will es aber nicht alles jetzt ändern. Eigentlich ist die ganze Beschreibung hinfällig, da einige Änderungen in der Planung vorgenommen wurden. So werden unter anderem nunmehr statt mit zwei nur noch mit einem Kühlturm pro Block ausgestattet. Vielleicht ist denen denn die deutsche Maßarbeit von SPX Cooling Technologies GmbH nicht gut genug ;). Eigentlich ist das nur noch ein ehemaliges Projekt. Offiziell siehts so aus: [1]. Kann ja mal bei Atomenergoprojekt Moskau anfragen, ob ich das Bild bei Commons unter CC-BY-SA 3.0 veröffentlichen kann. Aber das hatte mir schon beim vorherigen Bild (Das übertragen werden soll) bei Rosenergoatom sehr viel Mühe gekostet, u.a. weil Mail-Adressen ins nichts führten usw. Ich schau mal ob sich was machen lässt. Grüße 217.5.204.78 16:53, 29. Okt. 2010 (CEST)

Der Transfer per Bot ging nicht, weil der Commonshelper, den der Bot auch benutzt, einen Fehler meldete - wieso auch immer mochte er die CC-by-Lizenz nicht. Ich habe es nun verschoben. Der CTB ist nicht so dolle - aber manche Leute finden ihn gut. ;)

Übrigens kannst du auch Bilder verschieben, wenn du magst. Ein Commonskonto hast du ja vielleicht. ;) Siehe Hilfe:Dateien_nach_Commons_verschieben.

Ein neues Bild wäre natürlich super, ja.

Viele Grüße --Saibo (Δ) 17:42, 29. Okt. 2010 (CEST)

Ja, den Commonshelper verwende ich auch. Ist am Einfachsten und aus meiner Sicht am Automatisiertesten. Der macht ja alles für dich, musst nur danach noch mal Kontrollieren und ein paar Knöpfchen drücken ;). Danke für das Übertragen der Datei, aber komisch trotzdem, dass der Bot Probleme mit der Lizenz hat. Grüße 217.5.204.78 20:37, 29. Okt. 2010 (CEST)

Der Bot hatte ein Problem, weil der Commonshelper eins hatte. ;) Ich habe dann kurzzeitig cc-by-sa statt der richtigen cc-by reingeschrieben und dann funktionierte es. Dann natürlich auf Commons korrigiert und bei der lokalen Datei wieder auf die richtige Lizenz. Viele Grüße --Saibo (Δ) 01:27, 30. Okt. 2010 (CEST)

Muss ich mir mal merken. Danke dir jedenfalls noch einmal dafür. Grüße 217.5.204.78 21:03, 30. Okt. 2010 (CEST)

Fessenheim Diskussion

Hallo IPler :) Könntest du bitte mal auf der Diskussionsseite zum KK Fessenheim zu dem Abschnitt "Quellenprüfungsbausteine" was sagen?? Ich bin der Meinung das die Quellen bei dem Abschnitt "Offizielle Forderungen" noch nicht geprüft wurde und deswegen noch zweifelhaft sind und das man auch mal andere Quellen benutzen sollten. Hungchaka ist anderer Meinung, leider versteh ich auch nicht immer was er genau meint, vielleicht liegts ja auch an mir, aber ich will jetzt nicht auch noch extra die Diskussionsseite aufblähen. gruß--Lexikon-Duff 18:12, 31. Jul. 2011 (CEST)

Nuklearkatastrophe von Fukushima

Hallo, ich muss sagen, du hast mich neugierig gemacht: [2]. Was ist dir sonst so im Artikel aufgefallen?? Grüße --Trigonomie - ☎ 18:52, 28. Sep. 2011 (CEST)

Hallo Trigonomie, das sind nur so Kleinigkeiten, die teilweise Schwammig sind oder es fehlen auch zum Teil angaben, denn der Faktor Mensch wurde nicht mit erwähnt. Bereits viel früher wurde die Erlaubnis für das Abblasen des Dampfes aus dem Primärkreislauf gegeben, früher als begonnen wurde, insgesamt verzögerte sich der Prozess wegen eines Streites im Kontrollraum um 12 Stunden. Weiter, und das ist wichtig: Direkt nach dem Erdbeben ging das Notkühlsystem nicht von selber außer betrieb, sondern durch manuellen Eingriffes des Personals, dadurch der Druck aus unbekannten Gründen abfiel. Ich persönlich denke es war ein Leck, eventuell Ausgelöst durch das Erdbeben, spekuliere aber nicht darüber. Der Sinn dahinter ist, dass man mit der Nachwärme genug Dampf und damit Druck erzeugen kann, sodass ab einem bestimmten Druck bei einer bestimmten Temperatur kein Wasser mehr Verdampft, die Kühlung sichergestellt ist und der Druck stabil ist. Siehe auch Datei:Dampfdruckkurve.png. Interessant ist, das wird leider nirgends aufgeführt, wohl gesagt weiß ich selbst nicht in wiefern das zum Unfall beigetragen hatte, dass der Wasserstand im Torus, also dem Kondensator, tiefer als erklaubt stand. Siehe dazu Datei:Fukushima I Unit 1 earthquake log.png. Kurze Zeit später jedoch stieg der Wasserstand wieder auf ein normales Niveau an, sodass theoretisch das Wasser, das kurz darauf im Reaktor fehlte. Möglicherweise könnte das Wasser also auch in den Torus weggesackt sein. Dem sollte man mal nachgehen, denn dazu wird nichts erwähnt. Leider bin ich kein so großer Experte für die BWR-1 bis 6 von General Electric, meine Richtung geht mehr so Richtung russische Kernkraftwerke. Die anderen Punkte spreche ich morgen früh noch einmal an. Habe dazu leider heute zu wenig Zeit. Beste Grüße 217.5.204.78 18:37, 29. Sep. 2011 (CEST)

Hallo Kraftwerksexperte, vielen Dank für Deine Antwort.

Ob es im Kontrollraum wirklich so lange Streit gegeben hat bin ich mir nicht so sicher. Man hatte mit echten Problemen zu kämpfen: Hauptproblem: Elektrische und pneumatische Ventile, die in Reihe verschaltet wurden. Für die elektrischen war kein Strom da, für die pneumatischen keine Druckluft. Es war bestimmt schwierig „Freiwillige“ zu finden, die diese Ventile von Hand öffnen sollten. Zu allem Übel waren die Pläne wohl in den dunklen Kontrollräumen mit Schutzanzügen wohl schwierig zu finden. Ein elektrisch betriebenes Ventil konnte zu 1 / 4 geöffnet werden, das pneumatische Ventil konnte später mit einem mobilen Kompressor geöffnet werden. In der Chronik der Nuklearkatastrophe von Fukushima ist dies noch ein bisschen detaillierter aufgeführt.

Die Sache mit dem rapiden Druckverlust im Reaktorbehälter im Bock 1 ist schon komisch. Tepco behauptet, der Isolation Condenser hat zu effektiv gearbeitet und den Druck zu schnell gesenkt. Tepco widerspricht der „Leck-Hypothese“. Hier werden wir abwarten müssen, was zu Tage kommt, wenn der Reaktor untersucht werden kann.

Mit dem Suppression Level musst du mir helfen. Hier ist das komplette Protokoll. Zum Anfang war der Level als -40,8 mm unter (Normal?) angegeben. In Folge steigt und fällt dieser Wert leicht. Für mich sieht dies erst mal normal aus. Sind Abweichungen im mm Bereich wirklich bedeutend? Die Angabe „LOW“ bezieht sich auf den Wasserstand im Reaktor. Block 1 hatte keinen RCIC, das HPCI funktionierte nicht, da die Batterien überschwemmt waren. Der Wasserstand in der Kondensationskammer hätte insofern also nur einen Einfluss auf die Kondensation des Dampfes aus den Sicherheitsventilen gehabt. --Trigonomie - ☎ 08:38, 30. Sep. 2011 (CEST)

Neja, der Wasserstand ist schon wichtig, sodass der einströmende Dampf unter Wasser eine bestimmte Menge durchspülen muss, damit die Temperatur entsprechend fällt. Normal wäre 0, denn wären die Rohre, durch denen der Dampf einströmt, vollständig bedeckt. Dass in der Folge der Wasserstand stieg hing mit der Turbopumpe zusammen. Was mir in diesem Zusammenhang aber noch schleierhaft ist, das ist der APRM (Average Power Range Monitor) down scale alarm. Dadurch es ein Downscale Alarm war steht auf jeden fall fest, dass die Wärme im Übermaß abgeführt wurde, bedeutet, dass der Durchsatz des Kühlmittels über des ausgleichenden Neutronenflusses liegt. In der Folge rasten die Steuerstäbe fest, sodass diese sich nicht bewegen lassen. Im weiteren Verlauf sieht man später, dass sich der Downscale alarm zu einem Upscale alarm entwickelt. Bedeutet, dass Wasser aus dem System herausdringt, jedoch ständig Wasser aus den Kondensattanks und der Kondensationskammer in den Reaktorbehälter gelangt. Leider ist der letzte Stand am System am APRM, um 14:00 Uhr unter 1.000, allerdings sehr knapp dran, bedeutet, kurz darauf könnte eine Kritikalität erreicht worden sein, aufgrund der nicht abgeführten Wärme die in der Folge dazu führte, dass es teilweise zu starker Dampfblasenbildung kommen könnte. Was aber dabei auffällt ist, dass der Wasserstand anschließend in den Kondensationskammern, also im Torus steigt und beim Ablassen von Dampf dorthin, was anscheinend stoßweise vorgenommen wurde, immer wieder Schwankungen vorkommen, die jedoch in der Folge durch die überlastete Turbopumpe, kein Wasser daraus abführen konnte. Grund sind die Mengen an Wasser, die aus den Deionattank entnommen wurden. Leider ist das gesamte Problem ein Konstruktiver Fehler, dadurch das Containment am Anfang bereits kleiner geplant wurde, als an Dampf und Druck aus dem System austreten würde. Bereits 1972 gab es dieses Problem, weshalb das Design mit dem Abblassystem, genauer dem DTVS (Direct Torus Vent System) ausgestattet wurde, dass das Filterationssystem über einen Bypass umgeht. Allerdings stellte Harold Denton, Vorstand der Sicherheitsabteilung der NRC zu dieser Zeit, 1985 fest, dass es eine 90 Prozentige Wahrscheinlichkeit gibt, dass bei einem Unfall das Containment nicht standhalten würde. Letztlich zeigt dieser Unfall nur die Unzulänglichkeiten, jedoch auch die Bedienfehler seitens des Personals. Eben gerade wegen den Deionattanks. Dem gehe ich mal genauer nach, ob ich dazu schon was finden würde, denn aus meiner Sicht wurde das System damit nur noch weiter Überlastet, sodass Wassermengen da waren, die zwar in den Rektor gelangten, aber aufgrund falscher Bedienung nicht mehr aus den Torus heraus gelangten, was ebenso den Druckanstieg provozierte. Das ist interessant, aber auch zeitgleich irgendwie eigenartig. Soweit ich weiß wurde, mal abgesehen des Status der Abklingbecken, das auch in den anderen Reaktoren so gehandhabt, sodass es langfristig zu einer Überhitzung des Kerns kommen musste. Neja, eigentlich ist es ja kein Containment, sonder nach IAEA-Definition ein Confinenment, das kann gar keinen großen Drücken langfristig Standhalten, das hat auch nicht die Funktion eineN Austritt zu vermeiden, sondern lediglich den Reaktor stabil zu halten. Beste Grüße 217.5.204.78 11:56, 30. Sep. 2011 (CEST)

Hallo, du hast Recht. Das „nur“ hätte ich in Anführungszeichen setzen müssen. Ich hoffe, wir haben den gleichen Block im Kopf. Denn bei Block 1 waren über die ganze Zeit keine dampfbetriebenen Pumpen im Einsatz. [3] [4] Die Nachfüllung der unten liegenden Kondensationskammer kann also nur über die Sicherheitsventile des Reaktors erfolgt sein. Bitte korrigiere mich, wenn ich falsch liege: Beim Design dieses Reaktortyps hat man sich bei einem kompletten Stromausfall darauf verlassen, dass der entstehende Dampf im „kurzen Kreislauf“ durch zwei Kondensationseinheiten (Beispiel[5] oben links) verflüssigt wird und direkt dem Reaktor wieder zugefügt wird. Die Eispeisung für einen LOCA Event über HPCI wurde wohl nicht genutzt. Die Isolation Condenser wurden aus unbekannten Gründen abgeschaltet und konnten hinterher (Batteriemangel?) wohl nicht mehr eingeschaltet werden. Dadurch würde sich der Kühlmittelverlust erklären, da nun über die Sicherheitsventile in die unten liegende Kondensationskammer ausgeblasen wurde. Zu deinen Ausführungen zu den Deionattanks habe ich noch Verständnisprobleme. Funktioniert das Vergiftungssystem pumpenlos, mit einem Vordruck? Das meinst du doch mit den Deionattanks oder? Ich denke nicht, dass man schon Bor eingeleitet hat, als noch Notstrom zur Verfügung stand. Das Containment ist zweifellos winzig, dass das Ablassen im Notfall sich so schwierig dargestellt hat, ist ein echter Konstruktionsmangel. Aber richtig: Es wäre überhaubt nicht erklärbar, dass das Volumen des Containments nicht dafür ausreichen soll, die Wassermenge des Reaktorgefßes in Dampfform zu speichern. Da muss doch noch Flüssigkeit dabei gekommen sein. --Trigonomie - ☎ 13:11, 30. Sep. 2011 (CEST)

<bk>Hallo Trigonomie, also vom gleichen Block reden wir, aber das mit der turbinengetriebenen Pumpe habe ich dann wohl verschlafen, denn davon wusste ich wirklich nichts, ich hätte es aber vermutet. ;) Kurz zu den Leerlaufkondensatoren (Ich bevorzuge den deutschen begriff für Isolation Condenser ^^): Das primäre Problem ist, dass diese eingesetzte Konstruktion nur beschränkt verwendbar ist für extrem niedrige Wärmelasten. Bedeutet einerseits, dass durch die Zunahme der Wärmelasten auch die Kühlung darüber nicht langfristig erfolgen konnte, andererseits früher oder später Wasser nachgespeist werden musste, dadurch der Kern, wie ja auch später erfolgt, ganz freiliegen würde. Die Frage ist einmal, weshalb die Turbine nicht doch während oder nach dem Abblasen das Drucks über das DTVS zugeschaltet wurde bei minimaler Reaktorleistung, um wenigstens Wasser in den Kreislauf zu bringen. Das ist kein systemtechnisches Versagen, sondern menschliches. Mit Deionat meine ich das voll entsalzte Wasser, sprich das Speisewasser. Deionat oder Demineralisiertes Wasser ist nur der Fachbegriff für das Speisewasser, bei nahezu jeder Kesselanlage mit leichtem Wasser. Das so nebenbei. ;) Das Vergiftungssystem selbst hätte bei der Nachzerfallswärme selbst nicht viel genutzt. Man hätte zwar das erneute Kritisch werden unterbinden können, allerdings den Nachzerfall nicht stoppen können. Das ist das zentrale Problem. Hier hätte wirklich nur die Kühlung mit geringen Druck helfen können, da normalerweise für das High Pressure Cooling System und das High Pressure Injection System Pumpen benötigt werden, die entsprechend dem Druck standhalten und entgegen wirken können. Kurz noch mal zu den Tanks: Dadurch die turbinengetriebene Pumpe anscheinend doch nicht verwendet wurde im ersten Block, kann auch kein Kühlwasser Nachgeflossen worden sein, was aus meiner sicht eigenartig erscheint. Denn normalerweise hätte das System den Reaktor nicht retten, aber doch länger schützen können. Meine Vermutung ist, auch aufgrund der Werte, dass das Personal zu spät gehandelt hatte, sodass der Wasserstand bereits so niedrig war, sodass das System nicht aktiviert werden konnte. Auch wenn ich für die Nutzung der Kernenergie bin, so muss ich doch zugeben aufgrund der technischen Fakten, dass das Confinement des BWR-3 vergleichbar mit dem des RBMK ist, das ähnliche Syteme besitzt, jedoch auch nicht Druckfest ausgelegt wurde. Bei Oyster Creek ist das so ne sache, dadurch das Confinement dort kleiner ausgelegt wurde, was spätere Nachrüstungen, zum Teil noch während des Baus erforderte. In Fukushima ist das so eine Sache, dadurch die Anlage eigentlich in sachen Erdbebenauslegung als Musteranlage errichtet wurde, allerdings auf Basis eines Erdbebens in Süd-Kalifornien. Weiter sollte man noch zum Confinement sagen, dass es bei einem Drucktest im Jahr 1991 Probleme gab. Um zu Verschleiern, dass es Lecks an der hermetischen Verriegelung gab, führte man beim Drucktest mehr Luft ein, um einen höheren Druck zu erreichen. Soweit ich weiß wurde erst 2000 dieses Problem veröffentlicht. Ähnliche Messprobleme gab es bereits zur gleichen Zeit an den Rohrleitungen, die bei mehreren Drucktests Undichtigkeiten aufwiesen. Für die Reparaturen wurde zwischen 2002 und 2005 die gesamte Anlage abgeschaltet, allerdings ist die Frage nicht geklärt, in wieweit die Reparaturen an den Leitungen und den Containments erfolgten und in wiefern diese Lecks mit dem Unfall zutun haben. Das wäre ein wichtiger Aspekt im Artikel, den man mit erläutern sollte, um wenigstens auf diese Missstände, die in allen Reaktoren vorhanden waren, hinzuweisen. Das kann aus meiner Sicht durchaus mit dem Unfall in direkter Relation stehen. Neja, das geht mittlerweile ziemlich in die konstruktiven und operativen Details des werkes, nur soviel mal dazu. ;) Beste Grüße 217.5.204.78 14:05, 30. Sep. 2011 (CEST)

Sorry, Antwort später länger, da ich momentan nicht die nötige Ruhe habe: Das mit dem Speisewasser hätte ich wissen müssen, schon rein aus beruflichen Gründen. Asche auf mein Haupt. Die Nachspeisung war anscheinend über das HPCI vorgesehen: [6]. Da die Batterien vom Tsunami erledigt wurden, hat diese Möglichkeit wohl nicht mehr bestanden. Schau dir auch mal diesen Bericht an: [7]. Ich bin noch nicht davon überzeugt, dass die Leute im Block 1 einen Fehler gemacht haben …. --Trigonomie - ☎ 14:48, 30. Sep. 2011 (CEST)

Sooo, wieder da. Ich gehe nochmal kurz auf Deine Punkte ein. Im Deutschen heißen die Dinger Leerlaufkondensatoren? Ich baue den Begriff mal in die Chronik ein. Im Artikel passt der Ausdruck „Isolation condenser“ besser zu den referierten Quellen. Beim Design von Kernkraftwerken scheint man im Allgemeinen nicht von einem allzu langen Stromausfall auszugehen. Als Überbrückung, bis erwartet wird, dass externer Strom wieder zur Verfügung steht, scheinen die Leerlaufkondensatoren ganz gut geeignet zu sein. Die Nachspeisung mit HPCI scheint mir keine Wunschvorrichtung zu sein. Ich denke, hier hat man bei der Auslegung mit dem zeitnahen Einsatz des High Pressure Injection Systems gerechnet. Wo sitzen eigentlich meistens die Batterien für die Steuerung von RCIC und HPCI. NISA gibt ja an, dass die Batterien überschwemmt wurden. Von der Logik würde ich solche Batterien im Reaktorgebäude unterbringen (kurze Kabelwege), die selber ja wohl nicht vom Tsunami überschwemmt wurden. Kann es überhaupt sein, dass das HPCI des Blocks 1 durch überschwemmte Batterien lahmgelegt wurde? Zu spät wurden die Kondensatoren auf jeden Fall nicht eingeschaltet. Vergl. hier: 14.46 SCRAM, 14:52 automatic start-up. Danach mehrfach ein- und ausgeschaltet, mal nur einer aktiviert usw. Optimal scheint der Einsatz der Kondensatoren jedenfalls auch nicht gelaufen zu sein. Für den Vergleich BWR-3 mit RBMK wird dich jeder westliche Kraftwerkslobbyist wohl hauen ;-) Aber auch die Tatsache, dass in Oyster Creek so geschummelt wurde wirft kein zu gutes Bild auf westliche Kernkraftwerksbetreiber. Die Vermutung, dass bei hohen Drücken die Flanschverbindung zum Deckel undicht wird besagt auch die „Lochbaum-Hypothese“ [8]. Auf Konstruktionsmängel des Kernraftwerktyps wird in Kernkraftwerk Fukushima-Daiichi eingegangen. Mit dem Kernkraftwerksartikel bin ich jedoch nicht so recht zufrieden, da hierhin einiges an POV ausgelagert wurde und leider aufgrund von Widerstand nicht optimal bereinigt werden konnte. Viele Grüße --Trigonomie - ☎ 16:57, 30. Sep. 2011 (CEST)

Na das passt ja, war auch ein wenig das Wetter genießen. ;) Welchen Beruf übst du denn aus? Da hast du mich nun neugierig gemacht! ^^ Ich persönlich habe meine Kenntnisse nur durch meinen Vater, der selbst größere Dampfkessel vom Beruf fährt, den Rest bzgl. Kernkraftwerke und Dampfkraft- und Heizanlagen habe ich mir selbst angeeignet. Für die Fremdwörter im Englischen die schwer zu übersetzen sind, empfehle ich das Thesaurus der IAEA. Dort kann man nahezu jeden Fremdbegriff im Bezug auf Kernkraftwerke un zum Teil auch nicht im Bezug finden. Zu den Leerlaufkondensatoren muss man wie gesagt von der Vorgehensweise sagen, dass diese eben nicht die extremen Wärmemengen, die im Vergleich zur herkömmlichen Nachwärmeabfuhr auch verwendet werden, weitaus größer waren, als sie aufnehmen konnten. Das war das zentrale Problem. Dadurch waren diese wie gesagt schon mehrfach Warmgelaufen, sodass diese kurze Zeit aussetzen mussten. Langfristig wird das System normalerweise nicht benötigt. Die Nachspeisung über die HPCI war wie du sagtest nicht möglich, dadurch die Batterien nicht funktionabel sind. Ich glaube, ich weiß es aber nicht genau, dass die Batterien außen, an der Seeseite vor den Turbinenhallen, unweit der Dieselgeneratoren stehen. Ich weiß es jedoch nicht genau. Wenn jemand hier wäre, der Japanisch lesen kann, dann könnte er eventuell das Bild auf Seite 126 übersetzen: [9] möglicher weise stehen da unten diese Würfel im Raumschemabild für die Batterien. Ich könnte es mir eventuell Vorstellen, weiß es aber nicht. Dass die Kondensatoren zu spät eingeschaltet wurden will ich auch gar nicht sagen. Nur leider haben die nicht das Turbinensystem, das mit dem Torus gekoppelt ist, zugeschaltet. Zwar wäre durchaus am Anfang ein Druckanstieg vorhersehbar gewesen, allerdings hätte man Speisewasser zurück in den Kern leiten können, um so über die Leerlaufkondensatoren die Kühlung weiter aufrecht zuhalten. Das prinzipielle Problem ist aber wie gesagt die Verzögerung des Abblasen überschüssigen Drucks um 12 Stunden. Eben durch einen Streit zwischen dem leitenden Igenieur und glaube es war der Kraftwerksmanager. Wer Angefangen hatte und um was es dabei genau ging weiß ich nicht. Aber 12 Stunden sind viel Zeit. Der Vergleich BWR-3 mit RBMK ist so direkt nicht gemeint, eher MARK-1 mit RBMK-Confinement, zumindest ab zweiter Generation, denn die erste hatte den Dampf direkt abgeblasen, während die zweite Generation bereits Kondensationskammern und ein Filtrationssystem besaßen. Ob die mich dafür hauen ist mir egal, auch als Befürworter halte ich mich an Fakten, da ich denke dass die weitaus mehr sagen, als tausend Lügen. :D Ich persönlich würde mich ja mal über den Artikel zu Fukushima-Daiichi machen. Insider wissen, wie das damals gehandhabt wurde, denn ausschließlich für die Kernkraftwerke Mihama und Fukushima-Daiichi wurde die Standortwahl nicht aufgrund der Eignung, sondern nach Größe des Anlage gewählt. Bedeutet der Betreiber und Bauherr wollte sechs Reaktoren, so wurde ein Standort für sechs Reaktoren gesucht und genehmigt. Allerdings wurde solche in Verfahren nur bei diesen Analgen vorgenommen. Weiter war Fukushima-Daiichi die erste Anlage, die als eine Art Prototypprojekt in Japan nach amerikanischen Standard errichtet wurde, dadurch die Anlage einer der ersten Siedewasserreaktoren dieser Art war. Dadurch war die Bauart nicht Landgerecht gewählt worden. Die anderen Blöcke wurden ja dann ohne General Electric auf Entwicklungsbasis errichtet, bis auf Block sechs, der wiederrum mit GEneral Electric als Übernahmeprojekt errichtet wurde. Das sind so die kleinen wichtigen Aspekte, auch in der Baugeschichte, worauf ich schon relativ Verständnis entwickele, dass die Anlagen Verunglückt sind, da es irgendwie logisch war. Klingt Komisch, ist aber so ;) Beste Grüße 217.5.204.78 18:02, 30. Sep. 2011 (CEST)

Gelesen! Wenn ichs schaffe, dann antworte ich heute Nacht :-) Grüße --Trigonomie - ☎ 18:42, 30. Sep. 2011 (CEST)

Zeit lassen, nur keine Eile! ^^ Ich bin erst morgen wieder hier, ich bin nun weg, bis morgen! Beste Grüße 217.5.204.78 19:41, 30. Sep. 2011 (CEST)

Beruflich habe ich nichts mit Kernkraft am Hut. Ich bin Ingenieur für Versorgungstechnik und plane Lüftungs-, Klima- und Heizungsanlagen. Im Studium und waren im Bereich Energieversorgung natürlich Thermodynamik und Kraftwerkstechnik Thema, wenn auch nur zwei Semester. Ich hätte also bei den Deionattanks schon darauf schließen können sollen, dass du voll entsalztes Wasser meinst. Naja, auf der Leitung gestanden.

Die Sache mit dem Japanisch ist das größte Hindernis bei dem Thema Fukushima. Schreckliche Schrift. Ich habe bei Google Translator mal „Batterie“ oder „Akkumulator“ oder „Notstrom“ übersetzen lassen. Finde jedoch auf dem Übersichtsplan nichts Ähnliches, schade. Von welchem Turbinensystem sprichst du, das mit dem Torus gekoppelt ist?? Meinst du die elektrischen Systeme zur Nachfüllung? Ok. Die hätten bis zum Tsunami laufen können. Danach waren sie ja eh platt. Aber wenn ich mir die anderen Blöcke anschaue, dann wurden dort auch erst die RCIC Systeme eingeschaltet und nicht die elektrischen Hochdruck-Pumpensysteme. Der Anfangsdruck im Reaktor ist dann noch zu hoch für elektrische Pumpen(?). Hmm, von einem Streit zwischen Kraftwerksmanager und leitendem Ingenieur habe ich nichts gelesen. Hast du da einen Link? Ich habe auch Berichte gelesen, in denen ein Ingenieur zitiert wird, dass die Anlage 1:1 aus Amerika übernommen wurde und nicht an Tsunami oder an Erdbeben angepasst wurde. Man wollte erstmal sich die Technik aneignen. Leider mit fatalen Folgen …Viele Grüße und ein schönes WE. --Trigonomie - ☎ 21:36, 30. Sep. 2011 (CEST)

Guten Morgen Trigonomie, finde ich gut, dass ich jetzt wenigstens einen Thermodynamiker kenne, mit dem sich Diskutieren lässt, mit dem letzten waren Diskussionen unmöglich! ;) Naja, japanisch bin ich nicht mächtig, schade. Wegen dem Turbinensystem, gemeint war dieses hier: [10]. Block eins müsste normalerweise auch über eine solche Turbopumpe verfügen. Standardmäßig werden solche Pumpen in Kernkraftwerken nicht für den normalen Betrieb verwendet, dadurch bei einem Ausfall nicht unbedingt praktisch, lediglich die Russen hatten ab dem RBMKP-2000 damit experimentiert wegen der enormen größe und der wirtschaftlichkeit. Jedenfalls kann dieses System Wasser aus dem Torus zurück in den Reaktor schaffen. Aus meiner sicht hätte man so wenigstens den Kern bedeckt halten können. Zu dem Streit gibt es hier die Quelle: [11]. Also nicht zwölf sondern sechs Stunden wurde so das Ablassen des Drucks verzögert. Der Streit war also zwischen dem Vizechef und dem Kraftwerksmanager ausgebrochen. Aber hierbei wurde eben wichtige Zeit verstrichen, die man für Maßnahmen hätte nutzen können. Vielleicht hätte man die Explosion aufgrund der Abklingbecken nicht verhindern können, aber man hätte den Druck im Reaktor selbst durchaus reduzieren können und so die Pumpensysteme mit der Turbine wieder ingang bringen können, um wenigstens den Kern zu bedecken, selbst wenn es verdampft wäre. Das mit der Anlage aus Amerika, die 1:1 Übernahme des Projekts könnte ich per Literatur belegen, das Buch stammte aus dem Jahr 1980. Darin geht es um das Miyagi-ken-oki Erdbeben am 12. Juni 1978. Die Anlage war einem beben von 7,8 auf der Richterskala ausgesetzt, mit einer Beschleunigung von 0,125 Gramm für 30 Sekunden. Das war übrigens das stärkste Erdbeben bis in die 1980er hinein, das jemals ein Kernkraftwerk ausgetzt wurde. Im gleichen Buch wird jedoch erwähnt, dass das Design ohne Änderungen übernommen wurde, eben wegen der Erdbebenanforderungen, die in Japan und den USA in Bezug auf Kernkraftwerke die gleichen waren. Erst mit den anderen Blöcken wurden seitens Toshiba anpassungen vorgenommen. Diese galten aber weniger der Integrität, sondern eher des Betriebskomforts. Soweit dazu. ;) Beste Grüße und ebenfalls ein schönes Wochenende, 217.5.204.78 10:26, 1. Okt. 2011 (CEST)

Moin, naja, Thermodynamik habe ich zwar ganz gut abgeschlossen, aber als Thermodynamiker würde ich mich nicht bezeichnen, mein Prof war jedenfalls einer, mit dem man nicht diskutieren konnte… Bezüglich des Turbinensystems. Hier: [12] ist eine Auflistung der Notfallsysteme der einzelnen Blöcke. Wie in der Tabelle zu sehen, hat Block 1 kein RCIC, wie in deinem Beispiel. Jedoch wurde das leistungsstärkere HPCI eingebaut und ja, du hast Recht, auch dieses System wurde bis zum Tsunami wohl nicht aktiviert. Ich habe jedoch noch nicht die Entwicklung des Wasserstandes bis zum Tsunami Zeitpunkt verglichen. Evtl. war die auslösende Wasserhöhe für das HPCI System zu diesem Zeitpunkt noch nicht unterschritten und wurde deshalb noch nicht eingeschaltet. Zum Streit: Hmm.. SPON Quelle bahh. Von Spon habe ich schon so viel Falsches gelesen, Masse zählt bei denen mehr als Klasse. Vom Inhalt her, wird dies aber schon richtig sein. Ich suche mal nach dem New-York Times Artikel ;-) Das Buch zum Miyagi-ken-oki Erdbeben habe ich mir bei Google-Books mal angesehen. Sehr interessant, gerade mit dem Blick auf das aktuelle Erdbeben. Konnte den Abschnitt Fukushima jedoch aus Zeitmangel bislang nur kurz überfliegen, den Punkt mit der 1:1 Übernahme habe ich leider noch nicht gefunden. Auf welcher Seite steht das? Zu dem Thema Erdbebensicherheit gibt’s bei Tepco einiges zu zu lesen [13], alles japanisch ;-) Viele Grüße --Trigonomie - ☎ 11:03, 4. Okt. 2011 (CEST)

Hauptproblem war doch, dass nach AC-Power lost bzw. station black out die Hauptwärmesenke nicht mehr verfügbar war. Auch eine funktionierende Kernumwälzung über eine Turbopumpe hätte/hat da nichts gebracht, da sich in allen Teilen des Systems der gleiche Sättigungszustand bzw. Phasengleichgewicht(bei geg. Druck und Temperatur) aus fl. Wasser und Wasserdampf einstellt. Ergo ist die Aussage "Jedenfalls kann dieses System Wasser aus dem Torus zurück in den Reaktor schaffen. Aus meiner sicht hätte man so wenigstens den Kern bedeckt halten können." nicht angebracht. Zum IC ist zu sagen, dass es ja ein rein passives System ist das nur über zwei Ventil geschaltet wird. Wenn also die Temperaturschichtung in der Kondensationskammer nicht mehr passt, fällt auch der IC aus. Auch gilt obiges. Nach Ausfall der Hauptwärmesenke konnte die Notwärmesenke (Kondensationskammer, Torus whatever) nicht mehr nachgekühlt werden. Dieses Problem hat auch jedes andere Notfall oder Normalspeisesystem. Ohne Hauptwärmesenke ist der Ofen aus bzw. absolut an. Das heißt jemand der ein KKW mit einem Flugzeug anfliegt, steuert möglichst auf den nicht redundanten Kühlturm oder das Einlaufbauwerk.--k4ktus 19:16, 4. Okt. 2011 (CEST) Also ich antworte an beide einzeln. Könnt mich aber beide gegenseitig korrigieren oder ergänzen:

zur 1. Antwort: Also im Dokument das ich ergooglet hatte ([14]) wird ein System für alle Fukuehima BWR-3 und BWR-4 angegeben. Nach PRIS-Angaben, also der IAEA, hat Block eins tatsächlich keine, während die anderen Blöcke jeweils zwei hätten. Dann erklärt sich das zumindest aus meiner sicht in Block eins, jedoch nicht in den anderen Blöcken. Dass die anderen Systeme, sprich die Hochdruckeinspritzung nicht eingeschaltet worden war, lag wohl an der Wärmeabfuhr, die bis zum Tsunami einiger maßen stabil verlief. Dadurch in Block eins das System zum Druckaufbau aufgrund eines Druckverlusts aus unbekannten Gründen ausgeschalten worden war, hätte man doch zumindest erst mal reagieren müssen und das mögliche Leck im Primärkreislauf finden müssen. Warum man dem nicht nachkam wäre interessant. Wegen der Quelle: Dann müsste man eine alternative finden. Ich persönlich bin seitens des Spiegels relativ überzeugt, dadurch die Fakten weniger verdreht werden als bei anderen, hervorgehoben der Stern. Wo das genau im Buch steht muss ich selbst nachrecherhieren, suche aber die Seite bis morgen heraus. Mit dem TEPCO-Angaen schaue ich mir auch mal durch. Bin gespannt ;)

zur 2. Antwort: Das war schon das Hauotproblem, das ist mir klar, allerdings hatten die kein Phasengleichgewicht, dadurch der überschüssige Druck zumindest nach dem Abblasen durch den Torus abgeblasen wurde, sodass im Drywell der ruck höher lag als im Torus. Hätte man dieses Abblasen fortgesetzt, wäre zumindest der Druck ausreichend gesenkt worden, um Wasser in den Kern zu speisen, auch mit der Turbinenpumpe, aber die eben wie logischer weise klar nur bis zu einem bestimmten Grad laufen kann. In den anderen Blöcken waren diese Pumpen ja aktiv, dadurch aber Block eins wohl keine Turbopumpe hatte, was auch durch die schwammige Informationsquellen bisher realtiv ungenau dargestellt wurde, hat sich das Problem zumindest in diesem Block per Diskussion selbst gelegt. Es ging ja nur um Block eins, finde aber gut, dass du dich auch an der Diskussion beteiligst ;)

Beste grüße an beide, 217.5.204.78 19:43, 4. Okt. 2011 (CEST)

Gaaanz wenig Zeit, deshalb ganz kurz. @K4ktus Bez. der Funktion des IC schau dir mal diese: [15] Grafik an. Heißer Dampf aus dem Reaktor wird mit "Heizschlangen" durch ein Wasserbehälter geführt und kondensiert dabei. Das Reinwasser in diesem Behälter verdampft und wird an die Umgebung freigesetzt. Theoretisch kann man den IC von Extern ständig nachfüllen und so sehr lange eine Funktion gewährleisten. Eine „Temperaturschichtung“ ist also beim IC nicht das Problem. Das System verliert natürlich an Leistung, wenn der Druck im Reaktor fällt und so die Kondensationstemperatur fällt. @IP: In Block 2 hat man direkt nach dem Verlust der externen Stromversorgung das RCIC kurz zum Nachfüllen aktiviert: [16] . Bei Block 3 wurde das RCIC erst zwischen 15:00 Uhr und 15:30 Uhr aktiviert. [17]. --Trigonomie - ☎ 20:59, 4. Okt. 2011 (CEST)

Hallo Trigonomie, wenn ich mir den Wasserstand von Block zwei und drei ansehen, dann fallen mir erst mal die großen Schwankungen auf. Klar, nach einer Reaktorschnellabschaltung ist das Absacken des Wasserstands nichts ungewöhnliches, das kommt bei Siedewasserreaktoren meistens vor. Was mich aber stutzig macht ist der Stand danach. Anscheinend wurde die Nachspeisung immer wieder schubweise vorgenommen, jedoch nicht kontinuierlich. Dich frage die sich mir jetzt stellt, das ist aus meiner Sicht ein wichtiger Faktor: Waren die Speisesysteme nicht stufenlos regelbar oder hing das mit der Kapazitätsgrenze der Kondensationskammer, also dem Torus zusammen, der nur eine begrenzte Wärmelast aufnehmen kann, wenn ja, wie viel? In Block zwei gings ja anfangs relativ gut, aber warum ist der Wasserstand in Block drei kontinuierlich gesunken? Das sind jetzt die Fragen die ich mir stelle. In diesem Zusammenhang habe ich leider mit dem Unfallhergang bisher wenig erfahrung, dadurch ich mich mit diesem Teil noch nicht sehr beschäftigt habe, muss mir erst mal das Katastrophenwissen dazu aneigen! ;D Beste Grüße 217.5.204.78 14:23, 5. Okt. 2011 (CEST)

Block 3 ist und bleibt komisch. Ich muss dringend losfahren. Deshalb hier etwas, was ich PM3 mal zu dem Thema geschrieben habe: "Block 3 mit seinem RCIC und dem HPCI ist ein kompliziertes Thema. Lochbaum geht in seiner Analyse davon aus, dass das RCIC erst um 16:02 aktiviert wurde und wundert sich sehr drüber. Es gibt jedoch einen 30 Minuten Gap in der Aufzeichnung. In der japanischen Datenanalyse wird hervorgehoben, dass es in dieser Zeit Schaltbefehle für das RCIC gegeben hat. Nach dem GAP ist der Wasserstand wirklich höher als vor dem Gap. Auch im Bericht an die IAEO ist dies so beschrieben. Komisch ist tatsächlich, dass man den Wasserstand dann bis 16:00 Uhr so weit hat absacken lassen. Ich möchte jedoch wetten, dass es da Probleme gab. Auch wenn Tepco sich in seinen Berichten bemüht alles möglichst normal aussehen zu lassen." --Trigonomie - ☎ 19:31, 5. Okt. 2011 (CEST)

bk - Der IC hat tatsächlich kein Problem mit einer stabilen Temperaturschichtung (das war beim Druckwasserreaktor und dessen Passive Residual Heat Removal (PRHR) System). Mein Fehler. Stattdessen arbeitet der IC wohl so gut das er immer mal wieder abgeschaltet wird um den zulässigen Temperaturgradient im Reaktor einzuhalten. Es wäre mal zu klären ob die IC-Schlange anders wie auf dem Bild von Tepco, nicht doch wie in europäischen Siedewasserreaktoren mit in der Kondensationskammer hängt. Es würde mich doch sehr wundern, das es ein separates IC-Becken gibt. Dann hätte nämlich der Unfall in Block 1 (sofern das Erdbeben die IC-Leitungen nicht beschädigt hat und auch sonst kein Loca aufgetreten ist) nicht geschehen dürfen. Ich glaube aber fast nicht dran und meine das auch der Mark 1 wie in Block 1 auch schon die IC-Schleife im Torus hatte und dann hat eben die Wärmesenke gefehlt --k4ktus 19:33, 5. Okt. 2011 (CEST)

Hallo ihr beiden,

@Trigonomie: Dann wäre das tatsächlich interessant genauer zu hinterfragen. Mal sehen, dadurch ich mich persönlich seit dem Unfallhergang aus Prinzip nicht damit beschäftigt habe, außer auf jede Nachricht wie wild zu reagieren, mache ich mich mal auf die Informationssuche. Ich denke es gibt ein klareres Bild, wenn man alles an einem Punkt zusammenfasst, als dass man von Anfang an alles kontinuierlich auffasst und nur Bröckchenweise die Infos erhält. Ich mach mich da mal genauer drüber und stell dir meine pers. Erkenntnis und Einschätzung hier zu.

@K4ktus: Also auf diesem Bild ist es zumindest schematisch relativ einfach dargestellt. Positioniert sind die Leerlaufkondensatoren wirklich außerhalb des Containments, oben links [18], unter der Hallenflurebene. Anscheinend geht dieses Rohr direkt außen an das Reaktorgebäude, zumindest würde dann klar sein, für was die Rohre außen an den Reaktorgebäuden gut sind. Wenn ich mich nicht irre an Block eins die beiden herausstehenden Stutzen. Würde zumindest mit der Grafik zusammenpassen. Theoretisch ist also die Kapazität von diesen Kühlern auch beschränkt gewesen, dadurch keine Nachspeisemöglichkeit für das Wasser in den Leerlaufkondensatoren besteht. Die Zeit in denen die Ausdampfen wäre interessant, sprich die Bauart des Leerlaufkondensators ausfindig zumachen. Zumindest könnte man so in der Folge festlegen, wie lange die Kühlung über dieses System allgemein möglich gewesen wäre. Das ist zwar jetzt nicht unbedingt für jeden Relevant, bin aber bei diesem Thema Detailveressen. :-]

Beste Grüße an beide, 217.5.204.78 20:08, 5. Okt. 2011 (CEST)

Hallo IP, aus akutem Zeitmangel werde ich dir in der nächten Woche nicht antworten können. Du hast also noch ein bisschen Zeit den Unvallverlauf vollständig zu verinnerlichen ;-) Viele Grüße --Trigonomie - ☎ 17:44, 7. Okt. 2011 (CEST)

Also, ich habe mich etwas schlau gemacht über diese Isolation Condenser. So wie ich das nun verstehe werden diese hauptsächlich angewendet, sofern ein hoher Druck im Reaktor vorhanden ist. Sofern kein Wasser nach gespeist werden kann ist die Kapazität beider Leerlaufkondensatoren bereits nach einer Stunde und 30 Minuten erschöpft. Das erklärt zumindest, weshalb die hin und wieder dieses System abgestellt haben. oviel zumindest laut diesem PDF auf Seite 39: [19]. Das erklärt zumindest so einiges. Mit dem Thema habe ich mich nun so ziemlich vertraut gemacht, zumindest damit ich die kleinen Feinheiten kenne, jetzt ist der Unfallablauf noch etwas klarer ;D Beste Grüße 217.5.204.78 16:29, 17. Okt. 2011 (CEST)

Quellenangabe

Hallo 217.5.204.78. Vielen Dank, dass Du bei Wikipedia Beiträge leistest und damit zur Verbesserung der Enzyklopädie beiträgst. Um die Qualität der Artikel und die Reputation dieses Nachschlagewerks zu erhalten, ist es unabdingbar, für alle wichtigen Änderungen Quellen und Belege anzugeben. Dies kann in der Zusammenfassungszeile geschehen oder mittels der <ref></ref>-Tags.

Mir sind Deine Änderungen am Artikel Abu Dhabi (Emirat) aufgefallen, die nicht belegt sind. Ich habe sie deshalb rückgängig gemacht. Bitte gib doch bei zukünftigen Änderungen Deine Quellen an!

Mit freundlichen Grüßen, — Regi51 (Disk.) 19:37, 20. Okt. 2011 (CEST)

Habs in die Zusammenfassungszeile, hatte ich vergessen in aller eile. Beste Grüße 217.5.204.78 19:39, 20. Okt. 2011 (CEST)