数字で考察する【福島第一原発】
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0001名無電力１４００１
2011/03/26(土) 05:53:46.51注1 異端な見解でも討論可能な具体的数字であればOK、逆に望むところ
注2 なおSCとかDWの用語 シーベルト ベクレル グレイ MPa などの単位の読めるのが参加の最低条件です
注3 ここにツブヤキを捨ててゆかないで下さい。
注4 質問なら以下のスレに。 このスレの人も見ています。
【質問なら俺に聞け】福島第一・二原発事故 FAQ ２
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関連スレ
福島第一・二原発事故 【社会問題】 考察スレ
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原発60
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0002名無電力１４００１
2011/03/26(土) 06:04:17.66核種 濃度cc 半減期 経口摂取 吸入摂取 核種名
Co-60 約7.0e2 5.27年 3.4E-9 3.1E-8（Sv/Bq）コバルト６０
Tc-99m 約2.5e3 6.02時 2.2E-11 2.0E-11(Sv/Bq) テクネチウム９９ｍ
I -131 約1.2e6 8.04日 2.2E-8 7.4E-9（Sv/Bq）ヨウ素１３１
Cs-134 約1.8e5 2.06年 1.9E-8 2.0E-8（Sv/Bq）セシウム１３４
Cs-136 約2.3e4 13.1日 3.0E-9 2.8E-9（Sv/Bq）セシウム１３６
Cs-137 約1.8e5 30.0年 1.3E-8 3.9E-8（Sv/Bq）セシウム１３７
Ba-140 約5.2e4 12.7日 2.6E-9 5.8E-9（Sv/Bq）バリウム１４０
La-140 約9.4e3 1.68日 2.0E-9 1.1E-9（Sv/Bq）ランタン１４０
Ce-144 約2.2e6 284日 5.2E-9 5.3E-8（Sv/Bq）セリウム１４４
合計3.9E6Bq/cc 水面400mSv/h
ttp://www.remnet.jp/lecture/b05_01/4_1.html
ttp://www.meti.go.jp/press/20110325001/20110325001-2.pdf
核種名 経口摂取 吸入摂取
I -131 26.40mSv/cc 8.880mSv/cc
Cs-134 3.420mSv/cc 3.600mSv/cc
Cs-137 2.340mSv/cc 7.020mSv/cc
Cs-136 0.069mSv/cc 0.064mSv/cc
Ce-144 11.44mSv/cc 116.6mSv/cc
0003名無電力１４００１
2011/03/26(土) 06:18:14.59□１号炉 S/Cの放射線強度の怪 なぜこんな早く減衰するのか?
テクネチウム９９ｍは半減期が短いが量が少ない。
□１号炉/23号炉の 放射線強度の怪 あきらかにSC/DWの比率が異なる。
□漏れてるの放射線量の怪 なぜこんな低いのだ？
プラント関連パラメータ
ttp://www.meti.go.jp/press/20110325006/20110325006-3.pdf
1号漏水の結果
ttp://www.meti.go.jp/press/20110326001/20110326001-2.pdf
C1- 38 1.6E6
As- 74 3.9E3
Y - 91 5.2E4 58.5日
I -131 2.1E6 8.04日 3号1.2e6
Cs-134 1.6E5 2.06年 3号1.8e5 セシウム
Cs-136 1.7E4 13.1日 3号2.3e4
Cs-137 1.8E6 30.0年 3号1.8e5
La-140 3.4E2 1.68日 3号9.4e3 ランタン
0004名無電力１４００１
2011/03/26(土) 06:26:39.33Cl- 38 1.6E6 37.2分 塩素
As- 74 3.9E3 7.77日 ヒ素
0005□１号炉 S/Cの放射線強度の怪
2011/03/26(土) 07:07:27.77D/W 47.8Sv/h S/C 34.9Sv/h (3/22 11:20測定)
↓ 0.91減 16.7時間 半減期2.4 時間
D/W 46.0Sv/h S/C 31.6Sv/h (3/23 04:00測定)
↓ 0.97減 5時間 半減期0.2時間
D/W 48.8Sv/h S/C 30.6Sv/h (3/23 09:00測定)
↓ 0.81減 49時間 半減期14.6時間
D/W 38.9Sv/h S/C 24.9Sv/h (3/25 10:00測定)
と、半減期換算で１日以下となっている。
半減期37分の 塩素38 １号炉の漏水では多いが、これはもしかして 海水中の塩素中 24.23% ある塩素37が放射化したものではないのか？
海水の成分で多いのはH O Na Cl だが、H,O は放射化しない。
吸収断面積はCl>Na なので、Clが多く作成されるのは判る。 1/4しかない塩素37だが半減期が短いので検出されるのも判る。
半減期15時間の Na24 が検出されているのが判らない。
しかし、異常なS/Cの減少は、炉内核分裂による海水の放射化を示してるように思えて仕方ない。
0006名無電力１４００１
2011/03/26(土) 07:57:31.21水温 MPa(g) MPa(abs)
100℃ 0.000 0.102
101℃ 0.004 0.106
102℃ 0.007 0.109
103℃ 0.011 0.113
104℃ 0.015 0.117
105℃ 0.019 0.121
106℃ 0.024 0.126
107℃ 0.028 0.130 <--2号炉圧力容器ノズル(3/25 14:00)
108℃ 0.032 0.134
109℃ 0.037 0.139
110℃ 0.043 0.145 <--3号炉圧力容器底(3/25 16:10)
120℃ 0.098 0.200
130℃ 0.171 0.273 <--１号炉格納容器圧力
140℃ 0.263 0.365
150℃ 0.379 0.481
0007名無電力１４００１
2011/03/26(土) 18:07:43.16核分裂収率は一般に山形をしていて、原子量が小さいおのはそもそも少ないうえ、半減期37分なんてのが残っている筈がない。
最近作られなければならない。海水中の塩素37が放射化したのだろう。
0008名無電力１４００１
2011/03/26(土) 18:12:34.35保安院は一切否定してるが
0009名無電力１４００１
2011/03/26(土) 18:14:09.57wwwwwwww
0010名無電力１４００１
2011/03/26(土) 22:44:28.90最悪な状況とは、
1. 1〜4号機のどれかが復旧失敗 → 放射線濃度が高すぎて現場作業不可
2. 誰も現場に近づけず4台分が高濃度の放射性物質タレ流し → 5〜10年間以上
3. 高濃度の土壌汚染と水源汚染で、関東圏含め日本の北半分は不毛の土地に
4. 経済破綻、国家デフォルト
0011名無電力１４００１
2011/03/27(日) 18:38:00.66http://www.shimbun.denki.or.jp/news/special/20110318_01.html
＞一方、水面の上に出た燃料棒は、周辺を蒸気で囲まれているから除熱が悪い。従って崩壊熱によって温度が徐々に上昇し、
＞セ氏９００度くらいになると周りの水蒸気と反応して被覆管が酸化し始める。この反応は強い発熱反応であるから、
＞酸化が始まり出すとその付近の温度が局部的に上昇する。
＞セ氏１３００度近くになると反応が活発となり、被覆管の温度上昇は止まらなくなる。
＞この結果、被覆の外面は薄い酸化皮膜（二酸化ジルコニウム）で覆われるが、
★ここで酸素は殆ど無いはずで 作られるのは水酸化ジルコニウムではなかろうか？
＞被覆管の内表面もまた燃料ペレット（二酸化ウラン）から酸素を奪って同じ酸化被膜を作る。
これが事実だとすると、金属ウラン融点1132℃ 二酸化ウラン融点 2,800℃ 比重 10.97から劣化するのか
0012名無電力１４００１
2011/03/27(日) 19:00:04.41>ウラン燃料、被覆管および制御材の融点について
>ウラン燃料 2850℃
>ジルコニウム被覆管 1850℃
>ステンレス鋼 約 1450℃
>ボロンカーバイド、2180℃（βボロンの融点）
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