Erminio tonietto

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BohemianRhapsody (msg) 18:30, 9 feb 2017 (CET)

fukushima

inerente questa modifica, mi fai vedere sulla mappa dove sono le torri di refrigerazione? altrimenti reverto tutto senza controllare neppure il resto. siamo sul mare, non hanno torri di refrigerazione le centrali sul mare--Dwalin (msg) 20:39, 9 feb 2017 (CET)

DWALIN ! QUANTA AGGRESSIVITÀ NELL' altrimenti.... I MODERATORI DOVREBBERO ESSERE MODERATI...!

forse sarebbe meglio controlare le professionalitá di coloro che procedono alla modifica o al contributo, prima di procedere (arrogantemente) a "revertire tutto" senza controllare.

erminio tonietto

Capo reparto della fisica termoidraulica del reattore della centrale nucleare di Caorso (Enel) dal 1974 al 1984.

Non abbandono, però, il mio spirito di collaborazione.

Non capisco di quale mappa parli. Per favore forniscimi la mappa che individuerò e ti indicherò quali sono le torri RHR. A Caorso, che é in sostanza la gemella di Fukushima 2, della quale spesso utilizzavamo dati operativi del combustibile, che ci inviava la General Electric, le torri di raffreddamento si trovavano ad est dell'edificio turbina a 20 mt. dai diesel di emergenza. La centrale si trova (o meglio si trovava, ora non è più funzionante e in corso di smantellamento) sul fiume Po in provincia di Piacenza, come saprai.

Tutte le centrali di tipo BWR hanno le torri di raffreddamento del sistema RHR sia che si trovino in riva al mare sia che si trovino nel deserto (non mi risulta però che esistano centrali nucleari di elevata potenza in qualche deserto) dove, allora sì, altre torri, di dimensioni molto maggiori raffreddano l'acqua del sistema RHR e ovviamente soprattutto l'acqua del ciclo.

Dalle fotografie di Fukushima 2 che ho avuto modo di vedere le torri RHR si trova(va)no lato mare.

Le torri di refrigerazione fanno parte del sistema RHR Residual Heat Removal che é necessario per asportare il calore di decadimento e per il raffreddamento della miscela acqua vapore proveniente dalla piscina di soppressione, che, negli impianti di tipo acqua bollente General Electric, di cui Fukushima e Caorso, si trova al di sotto dell'edificio reattore.

Queste torri perciò sono utilizzate per il raffreddamento di acqua che serve di cicli ausiliari dell'impianto, per esempio il raffreddamento delle piscine di stoccaggio del combustibile esaurito, e che, IN CONDIZIONI NORMALI, ovvero in assenza di incidente o di effettuazione di prove di sorveglianza, a causa delle quale può verificarsi la fuoruscita di acqua del ciclo verso la piscina di soppressione, non è mai mescolata con l'acqua del ciclo, ovvero l'acqua che viene riscaldata nel reattore e da questo inviato alla turbina.

La gigantesca ondata dello Tsunami ha sfondato, letteralmente, queste torri, danneggiando gli elementi scambiatori di calore (per semplificare: pensa al radiatore dell'automobile) oltre ad aver depositato sopra queste una enorme massa di detriti, che ne avrebbero comunque impedito il corretto funzionamento, anche in presenza del corretto funzionamento dei diesel di emergenza.

PER FAVORE, SE CREDI, PENSA TU ORA, come penitenza, AD ANNULLARE LA TUA CANCELLAZIONE, RIPRISTINANDO LE MODIFICHE DA ME APPORTATE, la pressione di funzionamento a regime di un BWR del tipo Caorso e Fukushima é 72,3 kg/cmq la temperatura é di 274,6 gradi centigradi. i valori riportati nel testo originario sono certamente sbagliati.

Quanto introdotto con la mia modifica fornisce il range di funzionamento possibile, ingegneristicamente parlando, anche se non adottato operativamente nel caso specifico. — Questo commento senza la firma utente è stato inserito da Erminio tonietto (discussioni · contributi) 09:35, 11 feb 2017 (CET).

non potendo vederti in faccia e sapere chi sta toccando quella voce così importante, servono davvero le fonti: capisci meglio di tutti noi che con un argomento del genere bisogna fare moltissima attenzione ;), no? Forniscile e si recupera in cinque minuti la tua versione.. --2.226.12.134 (msg) 21:49, 11 feb 2017 (CET) Ps: ovviamente non sono nè un moderatore nè chi ti ha scritto, sono un semplice redattore qualsiasi..

Per favore, prima di procedere nella lettura di quanto segue, legga il mio profilo personale ed eventualmente accerti pure presso i Carabinieri di Piacenza la mia identitá, di Tonietto Erminio in Italia, fortunatamente, ne esiste solo uno e la mia precedente attivitá lavorativa, loro, la conoscono di certo.

I dati che ho provato a modificare, perchè errati, sono ottenibili dal sito General Electric nuclear group alla voce BWR Technology, e più semplicemente, dato ch ho potuto verificare che uno dei vostri amministratori vanta conoscenze di nucleare, sepur scolastiche e comunque, evidentemente, non operative, dal diagramma di Mollier, che certamente conosce.

Sappia che:

È la prima volta che provo a collaborare sull'argomento del nucleare, di cui modestamente credo di capirci qualcosa, ma, ho deciso, che è anche stata l'ultima volta che collaboreró a Wikipedia, non solo, cesserò anche di versare il mio annuale contributo economico.... perché...? .....Perchè, ....non potendo vedere in faccia e sapere chi è, e quali competenze professionali ha, nella specifica materia l'amministratore, che presuntuosamente e anche poco correttamente annulla senza verificare, modifiche a "quella voce così importante, servono davvero le fonti: capisci meglio di tutti noi che con un argomento del genere bisogna fare moltissima attenzione ;), no?"

capisco allora che, miriadi di contributi professionali apportati da una miriade di disinteressati professionisti, è stata eliminata con altrettanta baldanzosità e superficialità da un insieme di amministratori, non so quanto grande e neppure quanto sufficientemente competenti ad effettuare cancellazioni sulla miriade di argomenti di cui è costituito lo scibile.

Ora mi spiego perché in Wikipedia in lingua inglese vi sono più di cinque milioni di voci e in lingua italiana "solo" un milionetrecentomila.

Qesta che segue è l'ultima collaborazione: Certamente andranno riviste le regole di "ingaggio", per stabilire perchè, come e quando "sparare" contro un contributo e anche al colaboratore.

Nel caso volesse contattarmi per approfondire l'argomento, potrá dedurre il mio indirizzo email, che il sistema wiki mi impedisce di inserire nella discussione, da come scrivo il mio nome e cognome che giace (at) nel sito di posta.... non italiano.... piú caldo... che conosce.

A risentirla. Erminio_Tonietto.. -- — Questo commento senza la firma utente è stato inserito da Erminio tonietto (discussioni · contributi) 15:12, 12 feb 2017 (CET).

guarda, detto in breve per non farti perdere tempo, qui su wiki abbiamo una marea di vandali che provano a mettere le peggiori bufale possibili e non: senza fonti, su argomenti importanti come questi, non si possono accettare contributi a cuor leggero anche perchè abbiamo quasi un milione e mezzo di voci da curare e monitorare 24 ore al giorno.. non possiamo neanche contattare la polizia, sia perchè wiki ci prende un bel po' del nostro tempo libero, sia perchè la polizia non ci garantirebbe nemmeno la tua vera identità, in quanto essa è tutelata dalla legge sulla privacy.. --2.226.12.134 (msg) 15:20, 12 feb 2017 (CET)

ricapito qui per caso non avendo ricevuto risposta nella mia pagina personale. di solito quando ci sono modifiche a casaccio sono tutti vandali, soprattutto quando sono i primi contributi.

CAORSO BWR-4 (Mark 2), fukushima daiichi, 1 BWR-3, 4 BWR-4, 1 BWR-5. cosa c'entra che siano dello stesso tipo? caorso è sul po, e non necessita di una vera torre di refrigerazione visto che è su una diga fluviale. fukushima è sul mare e quindi non ha manco quelle maffe. trino aveva una vera torre di refrigerazione, ma della tipologia in serie, tante piccine affiancate invece di un unico camino (erano a sud-ovest della stazione di trasformazione), prima della briglia lungo il Po. tutto questo spiegone che hai fatto, cosa c'entra con quanto ho chiesto? ha fukushima una tipologia di torre tipo questa? o questa?, o anche questa?. intanto ho revertato. buona serata. --Dwalin (msg) 19:31, 12 feb 2017 (CET)

consigli - istruzioni - fukushima

intanto buon giorno. son puntiglioso, e noioso. lo so, ma così togliamo tutte le spigolature e ci si concentra sulle parti fondamentali.

1) le risposte si mettono in fondo alla pagina della persona a cui rispondi. se continui sulla tua pagina scrivi sulla pagina dell'altro che hai risposto da te.

2) si deve imparare un minimo di sintassi per lavorare. io ne conosco pochissima (10% o meno), ma è quella che si utilizza per il 90% ed oltre del tempo. ci sono le pagine di aiuto che non ricordo però dove siano. cmq basta guardare nelle altre pagine e scopiazzare brutalmente la sintassi.

3) guardare le discussioni energia nucleare e nucleare in italia, non serve tanto essere scrupolosi, quanto serve dire le cose come stanno senza sollazzi o altro. sono troppo abituato a persone "competenti" ma che utilizzano la loro competenza per cose che non siano l'obiettività. quindi è per questo che wiki in primis, e poi io nel caso specifico, si è sempre attenti.

4) non sono moderatore ma utente

5) per la documentazione è complicata. io ho molti libri di ingegneria nucleare (uno cartaceo, altri......hem, lasuma perdi), si mettono le note con le referenze, e poi in fondo alla pagina metti la bibliografia. non ricordo a memoria quale sia la sintassi, ma si scopiazza dalle altre pagine. vedere quelle in vetrina, sono fatte bene per assioma.

6) non mi serve che mi si mandi nulla. tutto deve essere preciso. io stesso (caso strano che ancora ora non riesco a capire) in epoca fukushima scrissi sulla pagina che "in quanto il reattore aveva uno scudo primario, le conseguenze sull'esterno sarebbero state limitate". a quell'epoca facevo giornalmente aggiornamenti sulla pagina con tutte le notizie che trovato, solo quella era senza citazioni (ma giusta allora come oggi). non sono riuscito a trovare la citazione, e così si è tolto tutto il pezzo e mi fecero un culo grosso come una capanna. pezzo che rimane giusto allora come oggi, ma senza citazione non puoi inserirlo. indi è per questo che ho revertato tutto, a fukushima non ci sono nè torri RHR (di cui ho visto le foto della distruzione e ho parlato con chi la smantellò, che si lamentò che era con molto più ferro di quanto la SOGIN avesse detto loro, e quindi le loro spese furono molto maggiori di quanto preventivato) nè normali. quindi se si dice ciò, il resto è giusto? dati i pregressi, sono sicuro di no.

a presto--Dwalin (msg) 11:50, 14 feb 2017 (CET)

Dwalin - Ciao Dwalin, mi piacerebbe sapere chi è che ti ha fatto.... come una capanna....

Come tu o qualche altro lettore ha giustamente fatto notare, la materia è delicata e bisogna essere precisi e scrupolosi, daccordo. Ma, nello spirito di wiki, bisogna, quando ci si permette di essere cosí trancianti, spiegare perché si è trancianto e cosa è sbagliato. Premetto che non mi permetterei mai di essere tranciante, peché ho imparato che é sempre meglio essere umili. Ora spiego perché a suo tempo ti sgridarono. "reattore aveva uno scudo primario" si tratta di un mantello chiamato anche "sacrificial shield", che è progettato per essere facilmente rimuovibile e che è inserito tra il nocciolo del reattore, il volume esterno (al reattore) del moderatore che è uno spessore d'acqua di circa sessanta centimetri, dove circola l'acqua di ricircolazione del reattore e il contenitore primario detto vessel, la sua funzione è quella di fermare o meglio catturare i neutroni, che alterano la struttura cristallina dell'acciaio infragilendola, in questo modo con il "sacrificial shield" si protegge dall'infragilimento il vessel, che è decisamente più costoso e ovviamente di difficile rimozione. Questo schermo si rimuove a intervalli regolari, non ti so dire esattamente ogni quanto, perchè non era materia del mio lavoro specifico, ma mi pare di ricordare che fosse ogni cinque cicli di irraggiamento, se ti serve posso interpellare qualche collega che si occupava di manutenzione di impianto. Ma torniamo alle torri dei servizi di emergenza. Se non ti fermi la lettura della descrizione al punto dove hai effettuato le elisioni alle mie modifiche e prosegui nella lettura, vedrai che successivamente se ne parla. Tali torri non servono alla refrigerazione e condensazione dell'acqua di ciclo che giustamente, come tu affermi, non servono nelle centrali poste vicino al mare o comunque vicino ad un approvvigionamento di acqua, che si ricambia (quindi non un lago) questi impianti, infatti, sono dotati di "opere di presa" per mezzo delle quali, l'acqua di mare o di fiume, viene aspirata e pompata verso il "condensatore" e da questo restituita, a valle della presa, più calda. Come ti ho già scritto, queste torri servono per refrigerare l'acqua dei sistemi ausiliari e di emergenza. Quest'acqua è immagazzinata in una enorme piscina, "piscina di soppressione" posta sul fondo del reattore, a Caorso il suo volume, se ben ricordo era di 36000 tonnellate. In questa piscina viene convogliata, in fase delle prove di sorveglainaza, che sono le prove, che si eseguono periodicamente, per verificare il corretto funzionamento dei sistemi di emergenza, la miscela acqua vapore che si produce durante queste prove e, in caso di incidente l'acqua proveniente dai sistemi di emergenza e dall'eventuale rottura di tubazioni, la stessa acqua viene attinta durante il controllo delle escursioni termiche dai sistemi di emergenza. La refrigerazione di quest'acqua avviene per mezzo di torri di refrigerazione. Pompe, alimentate da sorgenti indipendenti, tra cui anche i diesel, aspirano l'acqua e la pompano in queste torri. Si noti che la potenza di questi diesel è rilevante, perché la portata alle torri è18000 tonnellate ora. I diesel hanno una potenza di 5000 Cv (gli accumulatori di cui parlano nella descrizione dell'incidente, servono solo per l'avviamento di questi gruppi diesel... non per alimentare le pompe) I sistemi di emergenza che attingono direttamente acqua dalla piscina di soppressione, sono numerosi i principali HPCI sistema di iniezione ad alta pressione, che inizia in caso di rottura di una tubazione di vapore di piccolo diametro (fino a cinque pollici), LPCI sistema di immissione a bassa pressione che interviene in caso di rottura di una grossa tubazione e in particolare la (le) tubazione di ricircolazione (62 pollici), CS core spray che spruzza acqua sul nocciolo, come fosse una doccia, nel caso in cui il livello si abbassi al di sotto del livello di sicurezza, RCIC iniezione di refrigerante nel reattore etc.. Premetto che sono esperto, nel senso di veramente esperto, guarda la mia pagina dove non riporto balle, solo dei reattori di tipo BWR e solo del reattore, per averci lavorato, in duro contrasto con alcuni tecnici della GE, pagati per rifilarci un impianto con difetto di progettazione. Ho lavorato è vero, sia a Trino Vercellese sia a Latina e al Garigliano, ma per periodi troppo brevi, perché possa affermare di conoscerli da esperto. Ho detto questo, perché ho notato che ci metti l'anima in quello che fai, e questo lo apprezzo, e vorrei che capissi che stai interloquendo con una persona seria, onesta e disinteressata e che ci ha messo l'anima nel lavoro che ha svolto, anche se infinitamente poco pratica di come si possano effettuare modifiche e apportare contributi a wikipedia ( ti confesso che sono andato a guardare le istruzioni di come si dovrebbe operare... e mi sono parse un poco complicate... sará perchè ho settanta anni e sono un pò rinco... ma francamente sono friendly.... ma forse e meglio cosí... Vengo al punto importante. Un' informazione importatante che è stata, secondo me, VOLUTAMENTE ommessa, nell'estensione della descrizione dell'incidente, è la citazione dell'esistenza del sistema di emergenza di "iniezione del Veleno liquido". Vediamo cosa è, per capire anche perché ne è stata ommessa la citazione: Il sistema di iniezione del veleno liquido, nei reattori BWR e solo in questi, immette su richiesta manuale dell'operatore una soluzione di tetrafluoruro di Boro, per effettuare una forte inserzione di reattivitá negativa, nel caso in cui a seguito della richiesta di SCRAM, le barre di controllo, per una qualsiasi ragione, non penetrino, parzialmente o totalmente, nel nocciolo. Questo sistema è progettato per essere in grado di spegnere definitivamente il reattore anche alla massima potenza, anche in totale assenza di inserzione delle barre di controllo. Però una volta usato, in un impianto BWR, il nocciolo dell'impianto, ovvero combustibile e elementi strutturali, non potranno mai più essere utilizzati, perchè il Boro si depositerà come una pellicola su tutta la superficie e continuerà indefinitamente o quasi a catturare neutroni, impedendo il raggiungimento di ogni successiva criticitá, e non è possibile rimuoverlo...... Domanda. Posso immaginare che sia stato impedito (proibito dalla direzione di impianto e comunque dalla proprietá) al capo turno di utilizzare il veleno liquido quando questi ha costatato che le barre erano bloccate a causa del movimento tellurico e che fosse necessario utilizzare il veleno liquido? È garantita la completa inserzione (100%) delle barre di controllo fino al settimo grado della scala Richter.... Cosa succede al nono grado? Se pensi che l'energia aumenta del quadrato ogni grado.... Quasi certamente le barre sono rimaste bloccate. Del resto due ore dopo il terremoto, ero sveglio perchè dormo pochissimo, allora e ancora ora abito in Grecia, la radio comunicava che erano state rilevate nell'impianto tracce di Cesio137.(!) Avevano giá fuso due ore dopo il terremoto, segno che il reattore non era stato spento immediatamente. La fusione, dovuta al solo calore di decadimento, dalle simulazioni effettuate in fase di progetto, inizia, con reattore scrammato, solo dopo alcune ore dalla mancata iniziazione dei sistemi di emergenza. (al minimo sei, se non interviene nessun sistema, dipende da quali e quanti sistemi di emergenza non intervengono), ma se le barre non si inseriscono e non viene usato il veleno liquido la fusione del nocciolo avviene in tempi brevissimi, pari al tempo di evaporazine del battente d'acqua esistente normalmente al di sopra del combustibile... (solo) circa novanta tonnellate.... assumendo che sia intervenuto (si spera, almeno) il sistema di isolamento del reattore (dal ciclo turbina) con la chiusura delle valvole di intercettazione, circa quaranta minuti.... Troppi fattori sono ancora sconosciuti, bisognerebbe disporre delle stampe del SEQUENCE OF EVENTS, un sistema computerizzato che interviene in automatico e viene inizializzato dal superamento di uno qualsiasi di previsti parametri critici (flusso neutronico, scram, basso livello reattore, alta pressione reattore e via dicendo) esso produce la lista della sequenza degli eventi che viene registrata da sensori all'uopo predisposti e da strumenti di impianto, da questa si desume, per esempio, quando avviene la richiesta di scram, se manuale o automatica, da quale sistema avviene la richiesta, oppure quando si avvia un determinato sistema di emergenza e cosí via, per una notevole quantitá di grandezze, componnenti, sistemi dell' impianto. Disporre di tale lista potrebbe realmente aiutare a capire cosa è realmente successo, ma dubito che riusciremo e riusciranno a poterne disporre... Nota: Il boro viene comunemente usato negli impianti di tipo pressurizzato PWR, Westighouse, come quello di Trino Vercellese per intendersi, dove non crea problemi, in tali impianti il boro viene utilizzato per il controllo "fine" in continua del flusso neutronico, perché essendo in soluzione è relativamente facile dosarne la concentrazione e quindi regolare l'eccesso di reattività, mentre per il controllo del GROSS neutron flux e per lo scram e lo spegnimento normale si utilizzano le barre. Negli impianti pressurizzati il fenomeno di platinazione, non avviene, perché ad alta temperatura il boro rimane in diluizione e non forma precipitati.--17:47, 15 feb 2017 (CET)~

Re: Desidererei sapere

Ciao Erminio! In realtà su Wikipedia non esistono dei moderatori come in un forum, ma esiste un'etichetta che tutti devono rispettare. Per qualsiasi aiuto, invece, puoi porre la tua domanda specifica a Aiuto:Sportello informazioni. --BohemianRhapsody (msg) 10:16, 15 feb 2017 (CET)