Куда дует Фукусима. Часть 5

Куда дует  Фукусима или о чём  молчат  метеостанции, но немецкие ученые не молчат и  своевременно  информируют своё население.
Ra¬di¬o¬ak¬ti¬ve Spu¬ren in der Luft   http://www.ptb.de/
http://www.ptb.de/_radioaktivitaet.html
• t;gliche Messergebnisse  http://www.nucleide.org/DDEP_WG/DDEPdata.htm
w;chentliche Messergebnisse http://www.ptb.de/de/org/6/61/612/kurve/kcs11_de.pdf
• monatliche Messergebnisse http://www.ptb.de/de/org/6/61/612/kurve/becs63_de.pdf


Responding to a Nuclear Emergency 
http://www.nisa.meti.go.jp/english/index.html


FAQs for People Living Outside the Evacuation and In-house Evacuation Areas 

Information about the radiation;Monitoring Post out of 20 Km Zone of Fukushima Dai-ichi NPP 

Countermeasures for 2011 Tohoku - Pacific Ocean Earthquake from Prime Minister and His Cabinet 

Tohoku Pacific Earthquake and the seismic damage to the NPSs 

• Mar.29.2011Seismic Damage Information (the 61st Release)(As of 15:00 March 29th, 2011) 
 
• PressMar.29.2011Seismic Damage Information (the 60th Release)(As of 08:00 March 29th, 2011) 
 
• PressMar.28.2011Regarding the detection of radioactive material in the soil on the site of Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station 
 
• PressMar.28.2011Seismic Damage Information (the 59th Release)(As of 15:00 March 28th, 2011) 
 
• PressMar.28.2011Seismic Damage Information (the 58th Release)(As of 08:00 March 28th, 2011) 
 
• PressMar.28.2011Regarding the result of concentration measurement in the stagnant water on the basement floor of the turbine building of Unit 2 of Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station 
 
• PressMar.27.2011Seismic Damage Information (the 57th Release)(As of 15:30 March 27th, 2011) 
 
• PressMar.27.2011Seismic Damage Information (the 56th Release)(As of 08:00 March 27th, 2011) 
 
• PressMar.26.2011Seismic Damage Information (the 55th Release)(As of 18:30 March 26th, 2011) 
 
• PressMar.26.2011Seismic Damage Information (the 54th Release)(As of 12:00 March 26th, 2011) 
 
• PressMar.26.2011Seismic Damage Information (the 53rd Release)(As of 08:00 March 26th, 2011) 
 
• PressMar.25.2011Regarding the result of concentration measurement in the stagnant water on the basement floor of the turbine building of Unit 1 of Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station   
• PressMar.25.2011Seismic Damage Information (the 52nd Release)(As of 19:30 March 25th, 2011) 
 
• PressMar.25.2011Survey result of workers’ exposure in the turbine building of Unit 3 of Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station   
• PressMar.25.2011Seismic Damage Information (the 51th Release)(As of 12:30 March 25th, 2011) 
 
• PressMar.24.2011Seismic Damage Information (the 50th Release)(As of 08:00 March 25th, 2011) 
 
• PressMar.24.2011Seismic Damage Information (the 49th Release)(As of 19:30 March 24th, 2011) 
 
• PressMar.24.2011Seismic Damage Information (the 48th Release)(As of 12:30 March 24th, 2011) 
 
• PressMar.24.2011Seismic Damage Information (the 47th Release)(As of 08:00 March 24th, 2011) 
 


Page 1- CTBTO Preparatory Commission.mp4
http://www.bfs.de/de/ion/aktivitaetskonzentrationen_jod.jpg
 
Germany Following the massive earthquake in Japan, a number of serious reactor incidents resulting in radiation leaks have occurred at several nuclear plants northeast of Tokyo. This page will inform you of the latest meteorological situation in Japan and the dispersion calculations as established by the Deutscher Wetterdienst (see below 'Wetterlage und Ausbreitungsbedingungen in Japan), in German only
Deutscher Wetterdienst (In English and German) 
Radioaktivit;t in der Umwelt http://www.bfs.de/de/bfs/presse/aktuell_press/messnetz.html



Die ersten Messergebnisse der vier Spurenmessstellen
http://www.bfs.de/de/ion/imis/spurenmessungen.html

Die Tabellen zeigen den zeitlichen Verlauf der Aktivit;tskonzentrationen von Jod-131 und C;sium-137 an den vier deutschen Spurenmessstellen. Die Werte weisen starke Schwankungen auf, was den mehrfachen Durchzug von unterschiedlichen Luftmassen ;ber Deutschland belegt. Die an den einzelnen Spurenmessstellen beobachteten Werte h;ngen von der jeweiligen Wettersituation ab, da zum Beispiel Regen die Aktivit;tskonzentration in der Luft durch Auswaschen reduzieren kann.

Station Braunschweig (PTB)
Sammelzeitraum Aktivit;tskonzentration
Jod-131 in Becquerel
pro Kubikmeter Aktivit;tskonzentration
C;sium-137 in Becquerel
pro Kubikmeter
21.03. - 23.03.11 nicht nachgewiesen nicht nachgewiesen
23.03. - 24.03.11 0,00036 0,00003
24.03. - 25.03.11 0,00006 nicht nachgewiesen
25.03. - 26.03.11 0,00004 nicht nachgewiesen
26.03. - 27.03.11 0,00051 0,000023
27.03. - 28.03.11 0,0014 0,00011
28.03. - 29.03.11 0,0037 0,00028
29.03. – 30.03.11 0,0029* 0,00047*


Station Potsdam (DWD)
Sammelzeitraum Aktivit;tskonzentration
Jod-131 in Becquerel
pro Kubikmeter Aktivit;tskonzentration
C;sium-137 in Becquerel
pro Kubikmeter
21.03. - 23.03.11 0,000003 nicht nachgewiesen
23.03. - 24.03.11 0,00022 0,000013
24.03. - 25.03.11 0,00002 0,000005
25.03. - 26.03.11 nicht nachgewiesen nicht nachgewiesen
26.03. - 27.03.11 0,00083 0,000045
27.03. - 28.03.11 0,0013 0,000080
28.03. - 29.03.11 0,0024 0,00023
29.03. – 30.03.11 0,0032* 0,00043*


Station Offenbach (DWD)
Sammelzeitraum Aktivit;tskonzentration
Jod-131 in Becquerel
pro Kubikmeter Aktivit;tskonzentration
C;sium-137 in Becquerel
pro Kubikmeter
21.03. - 23.03.11 nicht nachgewiesen nicht nachgewiesen
23.03. - 24.03.11 0,00013 nicht nachgewiesen
24.03. - 25.03.11 0,00022 0,000012
25.03. - 26.03.11 0,00018 0,000009
26.03. - 27.03.11 0,00012 nicht nachgewiesen
27.03. - 28.03.11 0,00020 nicht nachgewiesen*
28.03. - 29.03.11 0,0018 0,00013
29.03. – 30.03.11 0,0012* 0,00009*


Station Schauinsland / Freiburg (BfS)
Sammelzeitraum Aktivit;tskonzentration
Jod-131 in Becquerel
pro Kubikmeter Aktivit;tskonzentration
C;sium-137 in Becquerel
pro Kubikmeter
21.03. - 23.03.11 nicht nachgewiesen nicht nachgewiesen
23.03. - 24.03.11 nicht nachgewiesen nicht nachgewiesen
24.03. - 25.03.11 0,00006 nicht nachgewiesen
25.03. - 26.03.11 0,00053 0,000027
26.03. - 27.03.11 0,00030 0,000010
27.03. - 28.03.11 0,00034 0,000003
28.03. - 29.03.11 0,00027 0,000006
29.03. – 30.03.11 0,0006* 0,00002*


 
http://fukushima.grs.de/
 

Informationen zur Lage in den
japanischen Kernkraftwerken >>
(laufend aktualisiert)
 
Gemessene Dosisleistung an ausgew;hlten Messpunkten, Fukushima Daiichi, Daten des Betreibers TEPCO  http://fukushima.grs.de/sites/default/files/Messwerte-1300.pdf
88888888888888888888888888888888888888888888888
 
Messdaten – Kontamination Seewasser mit Jod-131 
 
 
Zustand Fukushima Nr. 1 (Daiichi) am 08.04.2011 um 13:00 Uhr (MESZ) 
Nat;rliche und k;nstliche Strahlenquellen
 

Stand 08.04.2011, 12:00 Uhr (MESZ)
Alle Angaben sind Ortszeit, wenn nicht anders angegeben (MESZ = Ortszeit minus 7 Stunden). Bitte beachten Sie die ver;nderte Struktur des Lageberichtes. ;nderungen gegen;ber dem letzten Stand sind in Abschnitt 1 f;r die Anlagensituation und in Abschnitt 2 f;r die radiologische Situation angegeben. Die bisherige Anlagensituation befindet sich nun in der Gesamt;bersicht der Anlagensituation. Eine detaillierte Gesamt;bersicht der bisherigen und aktuellen radiologischen Situation wurde ausgegliedert und befindet sich nun auch in der Chronik. Zus;tzlich ist die Sicherheitslage in einer tabellarischen Kurzbeschreibung zusammengefasst. Darin sind auch Pr;zisierungen und Erg;nzungen zu in den letzten Tagen bereits berichteten Ereignissen und Zust;nden enthalten.
 Gemessene Dosisleistung an ausgew;hlten Messpunkten, Fukushima Daiichi bis 08.04.2011, 12:00 Uhr
 Gemessene Dosisleistung f;r Fukushima Daini, Daten des Betreibers TEPCO bis 07.04.2011, 13:00 Uhr
 ;bersicht zu Strahlungsmessungen aus verschiedenen Pr;fekturen der Insel Honshu



Уровень радиации во втором энергоблоке АЭС «Фукусима-1» превысил допустимые значения в 10 млн раз
Автор: Наталья Новик
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Добавлено: 27.03.2011
http://newsliga.ru/index.php?nma=news&fla=stat&nums=14849
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Резкое  увеличение уровня радиации в воде, скопившейся  в турбинном зале второго реактора АЭС «Фукусима-1», зафиксировала  Токийская энергокомпания, являющаяся  оператором данной электростанции.  Увеличение уровня радиации в 10 миллионов раз в воде, что составляет  2,9 миллиона беккерелей на 1  см3 воды,  на данный момент уже превышает более, чем в 100 раз аналогичные показатели радиации  в остальных реакторах АЭС, даже в такого проблематичного, как третий.

Пока источник  утечки радиации вол втором реакторе не установлен. Высказываются предположения, что эта вода попала в турбинный зал  на фоне повышенного давления из самого реактора, который, по всей видимости, оказался поврежденным.

Резко поднялся и уровень радиации в морской воде вблизи с  аварийной станцией. Здесь  зарегистрировано  превышение нормы уровня радиации в 1850 раз,  вчера это превышение было  в 1250 раз.

Проведена эвакуация  сотрудников АЭС   из зоны второго реактора.
Wasserstoffentstehung im Siedewasserreaktor (SWR)
Wasserstoffentstehung im Siedewasserreaktor (SWR)
 Normaler Leistungsbetrieb
Auch w;hrend des normalen Leistungsbetriebs eines Siedewasserreaktors entsteht durch Radiolyse im Reaktorkern laufend Wasserstoff. Dies geschieht durch die Einwirkung der Gamma- und Neutronenstrahlung  auf das K;hlwasser, wodurch die Wassermolek;le (H2O) aufgetrennt werden und sich in Folge die Radiolysegase Wasserstoff und Sauerstoff bilden.
Bei SWR-Anlagen liegt in dem Sinne ein offenes System vor, dass die durch Radiolyse gebildeten Gase mit dem im Reaktordruckbeh;lter  (RDB) produzierten Frischdampf st;ndig zur Turbine abtransportiert werden. In der Turbine gibt der Dampf seine Energie ab und wird im Kondensator der Turbine kondensiert, um anschlie;end wieder ;ber Kondensat- und Speisewasserpumpen dem Reaktorkern als K;hlwasser zugef;hrt zu werden. 
An bestimmten Stellen des Frischdampfsystems und der Turbine besteht jedoch die Gefahr einer Anreicherung von Wasserstoff und Sauerstoff, so dass detonationsf;hige Gemische (Knallgas) entstehen k;nnen. Deshalb muss durch eine entsprechend leistungsf;hige Dauerentl;ftung daf;r gesorgt werden, dass die mit dem Dampf antransportierten Radiolysegase wieder abtransportiert werden. Aus dem Turbinenkondensator werden die Radiolysegase daher der Abgasanlage zugef;hrt, wo sie durch gezielte Rekombination an speziellen Katalysatoren wieder in Wasser umgewandelt werden.
 
Wasserstoffproblematik unter St;r- und Unfallbedingungen
Auch nach einem Abschalten des Reaktors entsteht weiterhin sogenannte Nachzerfallsw;rme , die noch ;ber einen l;ngeren Zeitraum abgef;hrt werden muss. Wenn in dieser Situation das Reaktork;hlsystem ausf;llt, heizen sich die Brennst;be aufgrund der fehlenden W;rmeabfuhr kontinuierlich auf. Durch den weiterhin stattfindenden Verdampfungsprozess des K;hlwassers sinkt bei ausbleibender Wasserzufuhr der F;llstand im Reaktordruckbeh;lter und die Brennst;be k;nnen (ganz oder teilweise) freigelegt werden. Die freigelegten Teile der Brennst;be stehen dann nicht mehr mit dem K;hlwasser in Kontakt, aber noch zu dem im unteren Bereich des Reaktorkerns weiterhin entstehenden Wasserdampf. Bei fortschreitender Aufheizung des Reaktorkerns reagiert das in verschiedenen Strukturmaterialien des Reaktorkerns (u. a. im H;llrohrmaterial  der Brennst;be) enthaltene Material Zirkaloy mit dem Wasserdampf. Die zu Grunde liegende chemische Reaktion verl;uft exotherm, d. h. es wird dabei zus;tzlich W;rme freigesetzt. Als Produkt dieser Reaktion werden erhebliche Mengen von Wasserstoff (H2) gebildet.
Die Aufheizung der Brennst;be  und die einsetzende Reaktion mit dem Wasserdampf stellt das erste Stadium einer Kernsch;digung dar. Die Prozesse f;hren dazu, dass Druck und Temperatur im Reaktordruckbeh;lter ansteigen. Um den Reaktordruckbeh;lter vor Versagen zu sch;tzen, werden durch eine Druckentlastung der entstandene Dampf und Wasserstoff abgelassen. Bei diesem Vorgang werden auch gasf;rmige und leichtfl;chtige Spaltprodukte, die sich im Reaktordruckbeh;lter befinden, aus diesem ausgetragen. Beim Siedewasserreaktor geschieht der Vorgang der Druckentlastung derart, dass das Wasserstoff-Dampf-Gemisch ;ber spezielle Sicherheits- und Entlastungsventile in die Wasservorlage der Kondensationskammer eingetragen wird. Dort kondensiert der Dampf im Wasser der Kondensationskammer und heizt dieses auf. Kann die Kondensationskammer nicht gek;hlt werden, steigt deren Temperatur soweit an, dass neu eingetragener Dampf nun nicht mehr kondensiert werden kann und der Druck in der Kondensationskammer ansteigt. Da die Kondensationskammer ihrerseits mit dem Sicherheitsbeh;lter  verbunden ist, steigen in Folge der Druck und die Wasserstoffkonzentration im Sicherheitsbeh;lter.
Da der Sicherheitsbeh;lter als letzte Barriere gegen den Austritt radioaktiver Stoffe fungiert, muss er entsprechend gesch;tzt werden. Als Schutz vor der Z;ndung des Wasserstoffs mit Sauerstoff (Knallgasexplosion) ist der gesamte Sicherheitsbeh;lter mit Stickstoff gef;llt (Inertisierung). D. h. der Sicherheitsbeh;lter wurde mit dem reaktionstr;gen Gas Stickstoff (Inertgas) gef;llt und somit der Luftsauerstoff aus dem Sicherheitsbeh;lter verdr;ngt. Um ihn vor ;berdruck infolge ansteigender Temperaturen in der Kondensationskammer zu sch;tzen, wird das entstehende Gasgemisch gefiltert ;ber das Reaktorgeb;udedach in die Atmosph;re abgegeben und so der Druck gesenkt. Diese Druckentlastung des Sicherheitsbeh;lters wird auch als Venting bezeichnet.
25.03.2011
Reaktordruckbeh;lter, Barrierenprinzip, Sicherheitsbeh;lter

Hinsichtlich ihrer Relevanz im Rahmen des Sicherheitskonzepts eines Kernkraftwerks kommt Begriffen wie Sicherheitsbeh;lter (engl.: Containment), Reaktorgeb;ude oder Reaktordruckbeh;lter jeweils eine bestimmte Bedeutung zu. Im Folgenden sollen diese Begriffe erl;utert werden.
 
Ein zentrales Element des Sicherheitssystems jedes Kernkraftwerks bildet das Barrierenprinzip. Dieses sieht mehrere ineinander greifende Barrieren vor, die die im Reaktorkern entstehende radioaktive Strahlung abschirmen und dem unkontrollierten Austritt von radioaktiven Stoffen aus dem Kernkraftwerk entgegenwirken. Die Schwere eines St;r- oder Unfalls l;sst sich auch danach beurteilen, inwieweit die vorhandenen Barrieren in ihrer Funktion beeintr;chtigt sind. Im Falle eines St;r- oder Unfalls ist es das oberste Ziel aller Sicherheitsfunktionen und ggf. Notfallma;nahmen, die Integrit;t mindestens einer dieser Barrieren aufrechtzuerhalten.
 
Anhand nachstehender Abbildung sollen die Barrieren am Beispiel eines Druckwasserreaktors (DWR) deutscher Bauart kurz erl;utert werden. F;r Siedewasserreaktoren (SWR) bestehen konstruktionsbedingte Unterschiede bei der Ausf;hrung der Barrieren, aber das Prinzip ist das gleiche. Am Ende des Textes befindet sich eine Abbildung, die einen Siedewasserreaktor zeigt, wie er am Standort Fukushima in Japan errichtet wurde.
 
 
 
 Erl;uterung der 6 Barrieren am Beispiel eines Druckwasserreaktors1. Barriere: Der Reaktorkern besteht aus mehreren Brennelementen, die wiederum mehrere Brennst;be umfassen. In den Brennst;ben befinden sich einzelne Pellets, in denen sich der Brennstoff in Form von Uranoxid bzw. Mischoxid (Uran und rezykliertes Plutonium) befindet.
Das Kristallgitter des Brennstoffes stellt die erste Barriere dar und h;lt die im laufenden Betrieb durch die Kernspaltung entstehenden festen und fl;ssigen Spaltprodukte zu etwa 98% zur;ck.
 
2. Barriere: Die Brennstabh;lle wiederum h;lt die fl;ssigen und gasf;rmigen Spaltprodukte weitgehend zur;ck. Ein geringer Teil, der das H;llrohrmaterial aufgrund von Diffusion und das Vorhandensein kleinster Risse und Poren durchdringt, wird im Betrieb durch das Abgassystem gefiltert und zur;ckgehalten.
 
3. Barriere: Diese Barriere umfasst i. W. den Reaktordruckbeh;lter und die Hauptk;hlmittelleitungen. Sie wird auch druckf;hrende Umschlie;ung des Reaktork;hlmittels bezeichnet, da sie das zur K;hlung der Brennst;be ben;tigte unter Druck stehende K;hlwasser einschlie;t. Zwischen Druckwasser- und Siedewasserreaktor existieren hier bei dem genauen Verlauf dieser Barriere konstruktionsbedingte Unterschiede.
Der Reaktordruckbeh;lter ist Teil dieser Barriere und umschlie;t den Reaktorkern. Die Wandst;rke des aus Stahl gefertigten Reaktordruckbeh;lters liegt zwischen ca. 150 mm (SWR) und 250 mm (DWR).
 
4. Barriere: Die Betonabschirmung h;lt Gamma- und Neutronenstrahlung aus dem Reaktorkern zur;ck, hat jedoch in erster Linie betriebliche Bedeutung. Durch diese Barriere werden auch w;hrend des Betriebs die meisten R;ume im Reaktorgeb;ude begehbar.
Da diese Barriere in erster Linie Bedeutung f;r den normalen Anlagenbetrieb hat, wird sie bei Beschreibungen des Barrierenprinzips teilweise nicht zu den Sicherheitsbarrieren gerechnet.
 
5. Barriere: Der gasdichte Sicherheitsbeh;lter (auch Containment genannt) stellt die letzte Barriere gegen einen m;glichen Austritt von radioaktiven Stoffen in die Umgebung des KKW dar. Der Sicherheitsbeh;lter ist aus Stahl gefertigt und hat eine Wanddicke in der Gr;;enordung von 40 mm.
 
6. Barriere: Die Stahlbetonh;lle dient in erster Linie dem Schutz des Sicherheitsbeh;lters vor Einwirkungen von au;en. Zu diesen Einwirkungen z;hlen insbesondere Explosionsdruckwellen, Wettereinfl;sse wie Orkane oder die Einwirkungen eines Flugzeugabsturzes auf das Reaktorgeb;ude. Bei einem Reaktorunfall dient diese Barriere zus;tzlich zu den inneren Barrieren der Abschirmung der Direktstrahlung (Gamma- und Neutronenstrahlung).
   
 
 General Electric Mark I boiling water (wie am Standort Fukushima)