я вот чо та никогда не слышал как сталь испаряется или чугун какой
в инете ничо не нашёл, жду подтверждения возможности металлов находиться в газообразном состоянии

Лазером попробуй - испарится 100пудово.

Extreme
http://delta-grup.ru/bibliot/3k/6-1.htm

про пары ртути слышал?Ртуть-тяжелый МЕТАЛЛ

нагрей вилку зажигалкой до 8000 градусов С и увидешь

Оно бывает при состоянии плазмы, но там до плазмы рановато.

И чо?

Про лазерную гравировку слышал? Вот там как раз испарение металла.
Но опять же, ни в коем разе не газообразные металлы.

У нас в армии косили(не я)в сигарету вставляли две иглы и скуривали их -температура тела выростала сразу до 38-39.....

Жирик оказывается тоже предложил японцам на ДВ переехать и гражданство принять, наверняка на ЛОЛе прочитал!

Раманыч
Оно понятно, что почта до вас долго добирается, но не до такой же степени Новость тухлая и

Раманыч может просто много думал

+1000000000000

хотя Романыч наверно с Японии приехал...

Итак, что я там обещал с утра:
Примерно так и есть. Разве что Кириенко сообщил, что корпус реактора 2 блока проплавлен. Учитывая, что российских специалистов на АЭС пока нет, думаю, что его мнение базируется на расчетах по неточным данным и не подтвердится. Тем более, что высокий уровень радиации зафиксирован возле 3 блока (см. далее).
Вот что сообщают японцы:

Ситуация к ночи стабилизирована на поганеньком уровне. Три реактора охлаждаются морской водой, на четвертом - проблема с охлаждением бассейна с выгруженным топливом. Который сегодня в течении дня кипел, поэтому и терял уровень. А возможно, что-то нарушилось в целостности бассейна при взрыве.
Что завтра?
Думаю, что принципиальных изменений ситуации, в том числе в худшую сторону, не будет.
Будут охлаждать реакторы. Наладят охлаждение бассейна с топливом на 4 блоке морской водой.
Охлаждение будет с перебоями, что не позволит говорить о переломе ситуации к лучшему.
Корпуса реакторов пока сохранят целостность.
Будут относительно небольшие выбросы.
На 5, 6 блоках ничего не случится.

Боженька!!!!!
Ты прекращай!!!! Так низя!
НАРОД ТРЕБУЕТ ЗРЕЛИЩЬ!

а туьт мля, сантабарбара нервно курит!
Даешь хиросимец в нагасаки!

КИПЯЩИЙ РЕАКТОР !

Отличительные особенности

В АЭС с некипящими реакторами температура воды в первом контуре ниже температуры кипения. При необходимых для получения приемлемого коэффициента полезного действия температурах (больше 300 °C) это возможно только при высоких давлениях (в реакторах ВВЭР-1000 рабочее давление в корпусе 160 атм), что требует создания высокопрочного корпуса. Насыщенный водяной пар под давлением 12—60 атм при температуре до 330 °C вырабатывается во втором контуре. В кипящих реакторах пароводяную смесь получают в активной зоне. Давление воды в первом контуре составляет около 70 атм. При этом давлении вода закипает в объёме активной зоны при температуре 280 °C. Кипящие реакторы обладают рядом достоинств по сравнению с некипящими. В кипящих реакторах корпус работает при более низком давлении, в схеме АЭС нет парогенератора.

Особенностью кипящих реакторов заключается в том, что у них отсутствует борное регулирование, компенсация медленных изменений реактивности (например, выгорания топлива) производится только межкассетными поглотителями, выполненными в виде креста. Борное регулирование не осуществимо из-за хорошей растворимости бора в паре (большая его часть будет уноситься в турбину). Бор вводят лишь на время перегрузки топлива для создания глубокой подкритичности.

В большинстве кипящих реакторов поглощающие стержни системы управления и защиты располагаются снизу. Таким образом значительно повышается их эффективность, так как максимум потока тепловых нейтронов смещён в реакторах этого типа в нижнюю часть активной зоны. Такая схема также более удобна при перегрузках топлива и освобождает верхнюю часть реактора от приводов СУЗ, позволяя таким образом более удобно организовать сепарацию пара

Условия работы
Для устойчивой работы кипящего корпусного реактора выбирают такой режим, при котором массовое паросодержание не превышает определённую величину. При больших значениях массового паросодержания работа реактора может быть неустойчивой. Такая неустойчивость объясняется тем, что пар вытесняет воду из активной зоны, а это увеличивает длину замедления нейтронов LS. При слишком бурном кипении значение LS возрастает настолько, что реактор получает отрицательную реактивность и мощность реактора начинает падать.

Снижение мощности уменьшает интенсивность кипения, массовое паросодержание, а значит, и длину замедления. В результате такого процесса освобождается реактивность, после чего мощность реактора и интенсивность кипения начинают возрастать. Происходит опасное для конструкции реактора и обслуживающего персонала колебание мощности.

При паросодержании ниже допустимого таких опасных колебаний мощности не происходит, реактор саморегулируется, обеспечивая стационарный режим работы. Так, снижение уровня мощности и уменьшение интенсивности кипения освобождает реактивность, обеспечивающую возврат уровня мощности к исходному. Паросодержание воды на выходе из активной зоны зависит от удельной мощности. Поэтому допустимое паросодержание, ниже которого обеспечивается устойчивая работа кипящего реактора, ограничивает мощность реактора с заданными размерами активной зоны. При таком ограничении с единицы объёма кипящего реактора снимается меньшая мощность, чем с единицы объёма некипящего реактора. Это существенный недостаток кипящих реакторов.

Вышесказанное справедливо для активной зоны, в которой объем воды-замедлителя избыточен относительно оптимального её количества, определяемого из отношения объёма воды к объёму топлива. В этом случае уменьшение количества воды-замедлителя нейтронов в активной зоне из-за кипения приближает соотношение объёмов замедлителя и топлива к оптимальному и приводит к увеличению размножающих свойств топлива.

В случае затеснённой активной зоны, в которой воды относительно недостаёт даже в отсутствие кипения, появление кипения будет сопровождаться снижением мощности из-за недостатка замедления нейтронов на воде и ухудшения размножающих свойств такой топливной среды.

ИМХО, будут тебе зрелища, мало не покажется
Охлаждение морской водой можно как временная аварийная мера
Высокая минерализация, ускоренное отложение накипи, ухудшение теплосъема
И про Фукусиму-2 молчат, а там вроде сообщалось о проблемах с охлаждением на 3-х реакторах

http://forum.atominfo.ru

Оболочки ТВЭЛов, каналы, замедлители (отражатели) изготовляют из материалов с небольшими сечениями поглощения. Применение материалов, слабо поглощающих нейтроны, снижает непроизводительный расход нейтронов, уменьшает загрузку ядерного топлива и увеличивает коэффициент воспроизводства КВ. Для поглощающих стержней, наоборот, пригодны материалы с большим сечением поглощения. Это значительно сокращает количество стержней, необходимых для управления реактором.

Быстрые нейтроны, γ-кванты и осколки деления повреждают структуру вещества. Так, в твёрдом веществе быстрые нейтроны выбивают атомы из кристаллической решётки или сдвигают их с места. Вследствие этого ухудшаются пластические свойства и теплопроводность материалов. Сложные молекулы под действием излучения распадаются на более простые молекулы или составные атомы. Например, вода разлагается на кислород и водород. Это явление известно под названием радиолиза воды.
Радиационная нестойкость материалов меньше сказывается при высоких температурах. Подвижность атомов становится настолько большой, что вероятность возвращения выбитых из кристаллической решётки атомов на своё место или рекомбинация водорода и кислорода в молекулу воды заметно увеличивается. Так, радиолиз воды несущественен в энергетических некипящих реакторах (например, ВВЭР), в то время как в мощных исследовательских реакторах выделяется значительное количество гремучей смеси. В реакторах есть специальные системы для ее сжигания.

Реакторные материалы контактируют между собой (оболочка ТВЭЛа с теплоносителем и ядерным топливом, тепловыделяющие кассеты — с теплоносителем и замедлителем и т. д.). Естественно, что контактирующие материалы должны быть химически инертными (совместимыми). Примером несовместимости служат уран и горячая вода, вступающие в химическую реакцию.
У большинства материалов прочностные свойства резко ухудшаются с увеличением температуры. В энергетических реакторах конструкционные материалы работают при высоких температурах. Это ограничивает выбор конструкционных материалов, особенно для тех деталей энергетического реактора, которые должны выдерживать высокое давление.

Подожди, зрелища еще будут!
Да. Плюс коррозионная агрессивность.


Не молчат, я не стал цитировать, там сейчас все в порядке, проблемы решены:


Японцы сообщают следующее:
Вкратце: персонал выведен с центрального контрольного помещения АЭС из-за высокого уровня радиации, сейчас рулит дистанционно.
Я уже не раз говорил: вся инфа идет от японцев, остальные ее перевирают в меру сил. Как в истории с авианосцем, например.

Чапай
мля, хоть ссылки кидай...академик

almaznic
Википедиа

http://forum.atominfo.ru/index.php?showtopic=574&st=660
-------------------
некислый интерес...ставлю последнюю пятихатку до зп что завтро будет не менее 2тысяч

http://ru.wikipedia.org/wiki/%D0%AF%D0%B4%D0%B5%D1%80%D0%BD%D1%8B%D0%B9_%D1%80%D0%B5%D0%B0%D0%BA%D1%82%D0%BE%D1%80
http://ru.wikipedia.org/wiki/%D0%9A%D0%B8%D0%BF%D1%8F%D1%89%D0%B8%D0%B9_%D1%80%D0%B5%D0%B0%D0%BA%D1%82%D0%BE%D1%80

сегодня ормогеддона не будет можно спокойно спать