Fogalmak a biztonságról

Átírás

1 10. előadás Atomerőművek biztonsága Tartalom Fogalmak a biztonságról Atomerőmű m tervezés és üzemeltetés alapelvei Reaktorbalesetek osztályozása Prof. Dr. Aszódi Attila, Yamaji Bogdán Fukushima Csernobil (következő előadásban) 1 2 Fogalmak a biztonságról Az atomerőművek biztonsága Normál üzemben: veszélytelen a környezetre. De: Potenciálisan veszélyes: baleset esetén súlyos következményekhez vezethet. Cél: balesetek elkerülése Biztonságos atomerőmű tervezése és építése Biztonságos üzemeltetés Biztonság Alapvető szükséglet és szubjektív élmény lét és/vagy egzisztenciális helyzetekben: amikor a személyt nem fenyegeti semmifajta veszély, vagy ha igen, képes azt elkerülni... (Műszaki) Építmény, gép, szerkezet biztos szilárdsága, működésének zavartalansága, illetve az a jellege, hogy a környezetének, a közelében vagy benne tartózkodóknak az épségét nem fenyegeti. A biztonság mindig viszonylagos, azaz csak meghatározott környezeti feltételek között, a megengedettnél nem nagyobb igénybevételek esetén áll fönn. Magyar Nagylexikon, Akadémiai Kiadó, Budapest,

2 Biztonság az atomerőműveknél Az erőműveket úgy kell megtervezni, a technikai berendezéseket és a biztonsági rendszereket úgy kell kialakítani, hogy még egy súlyos baleset bekövetkezésekor is biztosítva legyen az erőmű környezetének biztonsága. Ennek a kritériumnak a korszerű atomerőművek megfelelnek. A biztonság folyamatos felülvizsgálata és a növelését szolgáló intézkedések kidolgozása alapvető követelmény az üzemeltetők felé. A felügyeletet gyakorló hatóság csak akkor engedélyezi egy reaktor elindítását, üzemét, vagy a reaktor különböző berendezésein végrehajtandó műveleteket, ha bizonyított, hogy a reaktor biztonsága biztosítva van. Az atomerőmű különlegessége Nagy mennyiségű radioaktív anyag. A sugárzástól a dolgozókat és a környezetet normál üzemben is védeni kell. Baleset esetén a radioaktív anyag környezetbe jutását meg kell akadályozni. Ha mégis kijutna radioaktivitás, kész tervekkel kell rendelkezni a problémák kezelésére. A remanens hő (maradék hő) okozta többlet feladatok. 5 6 hő teljesítménye [%] ] Remanens h Remanens hő a reaktor leállítása után teljesítménye VVER-440 ktorban [MW] Remanens hő t reak hő teljesítménye [%] Remanens teljesítménye VVER-440 ktorban [MW] Remanens hő t reak 1. Láncreakció hatékony szabályozása és lezárása Biztonsági funkciók 2. Hűtés normál üzemben és üzemzavarok alatt 3. Radioaktív anyagok benntartása Leállítás óta eltelt idő [perc] Leállítás óta eltelt idő [óra] Remanens hő teljesítmén nye [%] VVER-440 Remanens hő teljesítménye reaktorban [MW] Leállítás óta eltelt idő [nap] 7 8

3 1. Láncreakció hatékony szabályozása és lezárása Biztonsági funkciók Viszonylag egyszerűen megvalósítható Tianwan NPP, Kína, VVER Hűtés normál üzemben és üzemzavarok alatt Biztonsági funkciók Normál üzemi hűtés az energiatermelési folyamat révén Üzemzavarokra szükséges: végső hőnyelő, amibe a leállított reaktorban keletkező remanens hő elvezethető normál üzemi hűtésen túl biztonsági hűtővíz szükséges aktív üzemzavari rendszerek áramellátása biztosítandó (minden tervezési üzemzavar alatt is) Nitrogén Víz Víz Víz 6 Víz törés Radioaktív anyagok benntartása Biztonsági funkciók Megtöbbszörözött mérnöki gátak rendszere Üzemzavarokra szükséges továbbá: üzemanyag hűtendő, hogy integritása fennmaradjon hermetikus épület integritása biztosítandó hőelvezetés a hermetikus épületből hidrogénkeletkezés megakadályozása ha mégis keletkezne hidrogén, a hidrogénrobbanás megakadályozása Az atomerőművek biztonsága A 108/1997. (VI. 25.) Korm. rendelet szerinti NBSZ 3. kötetének 3.8. fejezete (Általános tervezési szempontok) pontja szerint: A lehetséges jelentős hibák és meghibásodások ellen az atomerőművet mélységi védelemmel kell megtervezni úgy, hogy a) radioaktív anyagok környezeti kibocsátása ellen a fizikai gátakat többszörözni kell, b) a védelmek különböző szintjeit kell biztosítani. 1.gát: Pasztilla 2.gát: üzemanyag pálca 3.gát: reaktortartály 4.gát: védőépület A pontban kulcsfogalomként szerepel a mélységi védelem elve. A mélységi védelem fogalmának meghatározását a 108/1997. (VI. 25.) Korm. rendelet szerinti NBSZ 3. kötet Meghatározások című fejezete adja meg: Mélységi védelem Egy adott biztonsági célkitűzés megvalósítása érdekében alkalmazott műszaki megoldások és intézkedések egymásra épülő olyan összessége, amelyek bármelyikének hatástalan volta mellett is teljesül a biztonsági célkitűzés

4 Az atomerőművek biztonsága Mérnöki gátak üzemanyag-mátrix fűtőelem-burkolat reaktortartály és egyéb primerköri berendezések fala biztonsági védőköpeny (containment) Biztonság egy ellenpélda Index.hu, , 09:15 Mintegy 100 méter hosszan borította be 25 tonna festék az M7-est Balatonboglárnál, miután egy kamion átszakította a szalagkorlátot, és rakománya az úttestre ömlött. 1.gát: Pasztilla 2.gát: üzemanyag pálca 3.gát: reaktortartály 4.gát: védőépület Az atomerőművek biztonsága MÉLYSÉGI VÉDELEM Hármas követelmény: baleset megelőzése monitorozás (balesetre utaló jelek figyelése) baleset következményeinek enyhítése A mélységi védelem elve: Az összes biztonsági rendszert magába foglalja A mérnöki gátakat a hármas követelmény megfelelő szintjéhez kapcsolja Nagyobb hangsúlyt fektet a megelőzésre a baleset bekövetkeztét próbálja megakadályozni

5 Másik ellenpélda, , Kolontár, Vörösiszap Másik ellenpélda, , Kolontár, Vörösiszap Forrás: Index.hu 17 Forrás: Index.hu 18 Másik ellenpélda, , Kolontár, Vörösiszap Tervezés Statikus üzemállapotok Tranziensek, tervezési üzemzavarok Forrás: Index.hu, urvilag.hu 19 20

6 Az atomerőmű lehetséges állapotai és tranziens folyamatai Normál üzemi állapot a legvalószínűbb, leggyakoribb állapot Üzemi tranziensek nagy valószínűséggel bekövetkező tranziensek, hatásuk kicsi, reális esély van az élettartam alatti többszöri bekövetkezésükre Tervezési üzemzavarok (Design Basis Accidents) kis valószínűségi üzemzavarok, a tervezés alapjául szolgálnak Tervezési alapon túli (súlyos) üzemzavarok (Beyond Design Basis Accidents - Severe Accidents) extrém kis valószínűségi üzemzavarok, ezért a legtöbb mai blokk tervezésénél nem tartoztak a tervezési alapba 21 Atomerőművi események és állapotok besorolása 22 Atomerőművi események és állapotok besorolása Tervezési alapba tartozó események Tervezési alapon túli események 23 24

7 Nukleáris Biztonsági Szabályzatok meghatározásai Normál üzem: A nukleáris létesítménynek a Hatóság által jóváhagyott üzemeltetési feltételek és korlátok betartása melletti üzemeltetése, beleértve a terhelésváltoztatást, leállást, indítást, fűtőelem cserét, karbantartást, próbákat, stb. Nukleáris Biztonsági Szabályzatok meghatározásai Tervezési alap: A nukleáris létesítmény azon jellemzői, amelyek megléte szükséges a várható üzemi események és feltételezett üzemzavarok ellenőrzött módon történő kezeléséhez a meghatározott sugárvédelmi követelmények kielégítése mellett. A tervezési alap magába foglalja a várható üzemi állapotokat és a feltételezett kezdeti események által előidézett üzemzavari körülményeket, a fontosabb feltételezéseket, és bizonyos esetekben a speciális elemzési módszereket. A tervezési alap részét képezik azok a várható üzemi események, amelyek valamely biztonságvédelemi működés elmaradásának feltételezéséből származtathatók Nukleáris Biztonsági Szabályzatok meghatározásai Tervezési üzemzavar: Nukleáris létesítmény rendszereinek, rendszerelemeinek meghibásodása, kedvezőtlen külső hatások és/vagy helytelen/téves emberi beavatkozások eredményeként ritkán bekövetkező esemény, amelyek során a biztonsági funkciók a tervezettnek megfelelően működnek és az esemény nem vezet az üzemeltető személyzetnek és a lakosságnak a hatóságilag előírt értéknél magasabb sugárterheléséhez. Nukleáris Biztonsági Szabályzatok meghatározásai Súlyos baleset: A tervezési alapot meghaladó, olyan igen kis valószínűségű, hipotetikus esemény, amely a radioaktív kibocsátás szempontjából a legsúlyosabb következményekkel járhat

8 Nukleáris Biztonsági Szabályzatok meghatározásai Biztonsági elemzés: Vizsgálatok annak eldöntése céljából, hogy egy nukleáris létesítmény rendszereinek, rendszerelemeinek biztonsága megfelelő szintű vagy sem. Biztonsági jelentés: A nukleáris létesítmény létesítéséhez, üzembe helyezéséhez, üzemeltetéséhez és megszüntetéséhez kapcsolódó engedélyezéshez szükséges, a biztonsággal összefüggő információkat összefoglaló és értékelő dokumentum. Reaktorbalesetek fajtái Reaktor megszaladás: a nukleáris láncreakció ellenőrizhetetlenné válik; Hűtőközeg elvesztése: a reaktor hűtés nélkül marad, aminek következtében a reaktor üzemanyaga megolvadhat Reaktorbalesetek 1. megszaladás (RIA) SPERT kísérletek, USA, 1950-es évek Reaktorbalesetek - 2. hűtőközegvesztés 31 LB LOCA - Legnagyobb átmérőjű primer köri cső törése Neutronfizikailag a reaktor azonnal leáll! Fázisok: 1. blowdown - kifújás 2. refill - újratöltés 3. reflood - elárasztás 32

9 Reaktorbalesetek - 2. hűtőközegvesztés 11 Nitrogén Víz Víz Víz Víz törés 1. Reaktor 2. Gőzfejlesztő 3. Fő keringető szivattyú 4. Feltételezett csőtörés 5. Hidroakkumulátor 6. Kisnyomású ZÜHR 7. Kisnyomású ZÜHR szivattyú 8. Nagynyomású ZÜHR Nagynyomású ZÜHR szivattyú 1 Zóna üzemzavari hűtővíz rendszer (ZÜHR) 10. Térfogatkompenzátor 11. Hermetikus védőépület Biztonsági elemzések Biztonsági elemzések (1) Determinisztikus biztonsági analízisek analizált kezdeti eseménysorok osztályozása mérnöki megfontolások számítógépi kódok, a tranziens szempontjából fontos berendezések és fizikai folyamatok leírása kódok validáltsága szükséges konzervativizmusok hagyományos alkalmazása újabban best estimate kódok + a bizonytalanságok becslése Biztonsági elemzések (2) Valószínűségi alapú biztonsági analízisek (PSA) minden kezdeti eseménysort hibafa analízissel vizsgálunk, figyelembe véve a berendezések megbízhatóságát és az emberi tényezőt; cél: megbecsülni, hogy melyik kezdeti eseménysor milyen valószínűséggel vezet egy bizonyos végállapothoz (tipikusan zónaolvadáshoz); determinisztikus elemzéseket alkalmazunk bizonyos hiba kombinációk eredményeinek meghatározására. Determinisztikus biztonsági analízisek Alapul vett kezdeti események kívülről indukált események: földrengés meteorológiai hatások (tornádó, hurrikán, tűz, extrém magas vagy alacsony hőmérséklet, extrém hóesés) áradás külső, ember általi hatások repülőgép rázuhanás, tűz, robbanás, terrortámadás, szabotázs veszélyes anyagok kibocsátása (pl. szomszédos ipari üzemből) 35 36

10 Determinisztikus biztonsági analízisek Alapul vett kezdeti események belső események: hőelvonás intenzitásának csökkenése vagy fokozódása hűtőközeg-áram csökkenése vagy növekedése reaktor hűtőkör nyomásának csökkenése vagy növekedése hűtőközeg mennyiségének csökkenése vagy növekedése, ide értve a primer kört határoló fémszerkezet sérülését reaktivitás vagy teljesítmény-eloszlás anomáliái, amelyek a zóna teljesítményüzemét befolyásolják tűz, robbanás, elárasztás, emberi hibák az üzemeltetés vagy a karbantartás során külső események belső hatással (hálózatról való leszakadás) Tervezési üzemzavarok - DBA Ritkán előforduló események, de a biztonsági rendszereket és berendezéseket úgy kell kialakítani, hogy azok képesek legyenek a tervezési üzemzavarokat úgy lekezelni, hogy a lakosságot ne érhesse a hatósági határokat meghaladó sugárterhelés. Alapjában véve nem számolunk azzal, hogy ilyen esemény ténylegesen fel is lép az élettartam során, de a berendezések készek az ilyen tranziensek lekezelésére. További részletek a termohidraulika órán (őszi félév, csütörtök délelőttönként) A zónaolvadás valószínűsége Nyugati könnyűvizes blokkok: néhányszor 10-5 /reaktorév Paks (VVER440/213): néhányszor 10-5 /reaktorév A zónaolvadáson túl A zónaolvadás nem feltétlenül jelent komoly kibocsátást. Az újgenerációs típusok biztonsági rendszerei teljes zónaolvadásra is méretezve vannak. Framatome EPR: olvadékcsapda a reaktortartály alatt Újgenerációs típusok: /reaktorév 39 40

11 Emberi tényező - biztonsági kultúra Biztonsági kultúra: üzemeltető személyzet megfelelően viszonyuljon a biztonsághoz, mind a vezetők, mind pedig a beosztott dolgozók elkötelezettek legyenek a biztonság mindenek elé helyezésében. Definíció: A biztonsági kultúra azon szervezeti- és egyéni jellemzők, valamint magatartásformák összessége, amelyek a nukleáris biztonságot, mint minden egyéb előtt elsőbbséget élvező tényezőt, a fontosságának megfelelő hangsúllyal kezelik. Biztonsági kultúra - kérdező viselkedés Értem, hogy mi a feladatom? Milyen felelősségeim vannak? A munkámnak milyen biztonsági vonatkozásai vannak? Megfelel a tudásom az elvégzendő feladatnak? A többieknek milyen felelősségei vannak? Van valamilyen speciális körülmény a munkámban? Van szükségem biztosításra? Mi az, ami elromolhat? Milyen következményekkel járhatnak a hibák? Mit kell tennem, hogy a hibákat megelőzzem? Mit kell tennem, ha valamilyen hibát észlelek? 41 Biztonsági kultúra A dolgozók ismerjék fel a biztonság jelentőségét. Szakképzettség a végzett munkának megfelelő legyen. Megfelelő oktatás, az ismeretek időszakos frissítése. A létesítmény vezetésének és minden egység (pl. osztály) vezetőjének a biztonság iránti elkötelezettséget kell mutatnia, amit a beosztottak példaként tekinthetnek maguk előtt. Az alkalmazottakat motiválni kell a biztonsági előírások betartására (pontosan lefektetett célok, az egyének következetes díjazása és büntetése.) Az alkalmazottak munkájának ellenőrzése, a felmerülő kérdések megválaszolása. Sőt, a vezetés ösztönözze a dolgozókat a kérdések megfogalmazására (kérdező viselkedés). A felelősségek pontos meghatározása. A biztonsági kultúra maga is társadalmi kultúra, társadalmi berendezkedés és tradíciófüggő! INES - nemzetközi eseményskála

12 INES - nemzetközi eseményskála INES - nemzetközi eseményskála Fukushima, 2011 Paks, április A fukushimai atomerőmű balesete március Földrengés magnitúdó Magnitúdó - a rengés során felszabaduló energia mennyiségével áll összefüggésben. Richter definíciója: A magnitúdó a regisztrált amplitúdó mikronban (ezredmilliméter) mért értékének tízes alapú logaritmusa, ha a regisztrátumot 100 km távolságban standard Wood-Anderson-féle szeizmográffal készítjük. A pusztítás nem csak a magnitúdó, hanem a földrengés helyének, lakott területtől való távolságának is függvénye. 47 Forrás: 48

13 Földrengés A legnagyobb magnitúdójú mért földrengések és cunamik 9-es földrengés március :46-kor Honshutól keletre 1 Forrás: emsc-csem.org Max 2.7g recorded at station MYGO4. A 2011 márciusi japán esemény a negyedik legnagyobb a mért földrengések és cunamik között! Forrás: 49 A földrengés és a cunami pusztítása Iwaki, Fukushima prefektúra Iwaki, Fukushima prefektúra Higashi-Matsushima, Miyagi prefektúra The Atlantic (theatlantic.com) / Reuters/Kyodo/Kim Kyung-Hoon/Toru Hanai/Files Áldozatok: Eltűntek: 3070 Sérültek: 6027 Elpusztított/sérült épületek: > Sérült utak: 3918 Sérült hidak: 78 (2012. április japán rendőrség Rikuzentakata, Iwate prefektúra Kesennuma, Miyagi prefektúra Higashi-Matsushima, Miyagi prefektúra The Atlantic (theatlantic.com) / Reuters/Kyodo/Kim Kyung-Hoon/Toru Hanai/Files A földrengés és a cunami pusztítása Rikuzentakata, Iwate prefektúra Kesennuma, Miyagi prefektúra Áldozatok: Eltűntek: 3070 Sérültek: 6027 Elpusztított/sérült épületek: > Sérült utak: 3918 Sérült hidak: 78 (2012. április japán rendőrség

14 A földrengés által érintett atomerőművek Onagawa 3 BWR blokk (524 MW, 825 MW, 825 MW) Automatikusan leállt a földrengés után Tűz a turbinacsarnokban Fukushima Daini 4 BWR5 blokk (4*1100 MW) Automatikusan leállt a földrengés után Nukleáris veszélyhelyzet az 1., 2., 4. blokkokon a nyomáscsökkentő medence funkcióvesztése miatt Március 15-re minden blokk hideg leállított állapotban 53 A földrengés által érintett Fukushima I. atomerőmű Fukushima Daiichi 6 blokkos, forralóvizes Típus / Konténment 1. blokk 2. blokk 3. blokk 4. blokk 5. blokk 6. blokk GE BWR3 Mark I GE BWR4 Mark I GE BWR4 Mark I GE BWR4 Mark I GE BWR4 Mark I GE BWR5 Mark II Teljesítmény 460 MW 784 MW 784 MW 784 MW 784 MW 1100 MW Üzemanyag UO2 UO2 MOX UO2 UO2 UO2 Állapot a földrengéskor Normál üzem Normál üzem Normál üzem Leállítva, teljes zóna kirakva! Leállítva Leállítva 54 Földrengés-védelem Forrás: Tepco 55 Maximális talajgyorsulás értékek a földrengés során a Fukushima Daiichi atomerőműnél: m 0,517 g a 3. blokknál, 0,44 g a 6. blokknál. A blokkok a földrengést követően rendben leálltak Méretezési gyorsulás 0,45 g ill. 0,46 g ezekre a blokkokra! Az országos villamosenergia-hálózat kiesése miatt a biztonsági hűtővízrendszereket dízelgenerátorok látják el, ezek el is indultak. 56

15 Földrengés-védelem Maximális talajgyorsulás értékek a földrengés során a Fukushima Daiichi atomerőműnél: 3. blokk: 0,517 g (méretezési érték: 0,45 g) 6. blokk: 0,44 g (méretezési érték: 0,46 g) A blokkok a földrengést követően rendben leálltak Az országos villamosenergia-hálózat kiesése miatt a biztonsági hűtővízrendszereket dízelgenerátorok látják el, ezek el is indultak. A reaktorokban és az üzemzavari rendszerekben az eddigi adatok szerint nem okozott jelentősebb kárt a földrengés, de az infrastruktúra károsodása jelentősen nehezítette a beavatkozást és az elhárítást törmelék roncsok Daiichi (Tepco) megközelíthetőség Daini (Tepco) 57 Cunami-védelem a Fukushima I-en Fukushima atomerőmű: történelmi cunamik alapján (+ modellezéssel): Az üzemi szint fölött 5,7 m-es tervezési cunami Épületek földszintje m magasan október 3.: Egy 2008-as kutatási jelentés új elképzelhető méretezési cunami magasságot jelzett: az 1896-es nagy földrengéshez hasonló rengés esetén 8,4 10,2 m hullámok is elérhetik az erőművet. A TEPCO az ellenőrizendő kutatási eredményről csak pár nappal előtt tájékoztatta a kormányt. Forrás: NHK, Forrás: M. Takao, TEPCO 58 A Fukushima atomerőmű földrengés- és cunamiállósága A Daiichi (I) és a Daini (II) kiépítéseknél eltérő a dízelgenerátorok elhelyezése! A cunami minden turbinacsarnokot elárasztott, reaktorépületet csak egyet. A tervezési cunamimagasság 5,7 m volt (ez már módosított, növelt érték) Daiichi Daini A Daiichi (I) és a Daini (II) kiépítéseknél eltérő a dízelgenerátorok elhelyezése! A cunami minden turbinacsarnokot elárasztott, reaktorépületet csak egyet. A tervezési cunamimagasság 5,7 m volt (ez már módosított, növelt érték) Cunami a Fukushima Daiichi-nél Forrás: Tatsuhiro Yamazaki, Japan Nuclear Technology Institute, , IAEA ISSC EBP WA3 59 Fukushima Nuclear Accident Analysis Report (Interim Report) Tepco 60

16 Fukushima Daiichi A fő kiinduló ok Hálózat -A földrengéskor az összes üzemelő blokk automatikusan leállt -Az üzemzavari dízelgenerátorok az elvártnak megfelelően működtek a cunamiig Földrengés miatt leszakadás a villamos hálózatról Szökőár (becsült magasság > 10m) Reaktor épület Tengerszint Magasság: kb. 10m Turbinacsarnok Dízelgenerátor Az üzemzavari dízelek elromlanak a cunami miatt Teljes feszültségvesztés Station Black Out Vízkivételi szivattyú Egyik aktív rendszer (beleértve az üzemzavari zónahűtést ECCS) sem üzemeltethető 61 Forrás: NISA, április Fukushima Daiichi - villamos betáplálás a cunami után Fukushima Daini - villamos betáplálás a cunami után : elöntött kapcsolóberendezés (Tepco) 63 (Tepco) : elöntött kapcsolóberendezés 64

17 A Fukushima Daiichi erőmű felépítése Épület szerkezet Beton épület Acélszerkezetes üzemi terület Acél konténment tartály Körte alakú szárazakna (drywell) Tórusz alakú nedvesakna (wetwell) Az esemény lefolyása Nincs hőelvonás az épületből, így az izolációs hűtés (IC/RCIC) előbb-utóbb leáll 1. blokk: március :36 (akkumulátor lemerült) 2. blokk: március :25 (szivattyú meghibásodott) 3. blokk: március 13. 2:42 (akkumulátor lemerült) (4. blokk: március :38: pihmed. hűtés elvesztése) Reaktorok nyomáscsökkentése Gőz lefúvatása a nedvesaknába Csökkenő folyadékszint a reaktortartályokban Zóna fokozatos kiszáradása Fűtőelem-sérülés: burkolat hőmérséklet meghaladja az 1200 C-ot A burkolat Zr-tartalma gőz atmoszférában oxidálódik Zr + 2H 2 0 ZrO 2 + 2H 2 Exoterm reakció, tovább fűti a zónát Hidrogén termelődik Hidrogén a gőzzel a nedvesaknába, majd a szárazaknába jut Konténment tartály nyomása 8 bar-ig nőtt (tervezési érték ~ kétszerese) Inert töltőgáz (nitrogén) Hidrogén a zóna oxidációból Forrás a kondenzációs kamrában Konténment tartály nyomáscsökkentés 1. blokk: március 12. ~09:15/14:30 2. blokk: márc :00/14. 21:00/15. 00:00 3. blokk: március :41/14. 06:10 Izolációs hűtés Vízszint csökken, zónasérülés Lefúvatás, reaktor vízszint csökken Hidrogén jut a csarnokba 65 Fukushima Nuclear Accident Analysis Report (Interim Report) Tepco 67 Forrás: Dr. Matthias Braun, Areva 66 Az esemény lefolyása Konténment nyomáscsökkentés előnyei és hátrányai Energiaelvitel a reaktorépületből (már csak így lehetett) Nyomás 4 bar-ra csökken Kis mennyiségű légnemű kibocsátás (jód, cézium, nemesgázok teljesen), hidrogén kibocsátás A gáz a reaktorcsarnokba kerül Hidrogén a reaktorcsarnokban berobban 1. blokk: márc :36, 3. blokk: márc :01 4. blokk: márc :00-06:10 Blokkonként változó mértékű épületsérülések 2. blokk A hidrogén a reaktorépületen belül robban be (márc :00-06:10 robbanás hallatszik) A nedvesakna (szennyezett vízzel tele) megsérül Nem ellenőrzött gázkibocsátás, hasadási termékek kibocsátása (erőmű ideiglenes evakuálása magas telephelyi dózisteljesítmények Még nem világos, miért viselkedett másként a 2. blokk 4. blokk 3. blokki hidrogén berobban Kiégett üzemanyag a pihentető medencékben 4. blokk: karbantartás miatt az egész zóna kirakva A medencék becsült kiszáradási ideje: 4. blokk: 10 nap alatt 1, 2, 3, 5, 6 blokk: néhány hét alatt Jelenlegi adatok alapján a pihentető medencék nem száradtak le, de a beeső szerkezeti elemek károsodásokat okozhattak (legsúlyosabb a 3. blokkon). Üzemanyag a szabadban Hasadási termékek útjában nincs mérnöki gát, épületfal 1., 3. blokk 2. blokk 4. blokk 3. blokki pihentető medence (Tepco) 4. blokki pihentető medence (Tepco) 68

18 F.1.: súlyos baleseti intézkedések, eljárások Teljes feszültségkiesés (TFK) feltételezések és a tények A Fukushimában alkalmazott súlyosbaleset-kezelési eljárások (Omoto, ICAPP) Forrás: K. Sato (Hitachi-GE) A teljes feszültségkiesés kezelésének feltételezései AC visszaállítható néhány órán belül (külső betáplálás vagy dízelek) Hosszú idejű DC vesztést nem tételeztek fel Súlyosbaleset-kezelési utasításoknak megfelelő beavatkozások Vezénylő TFK esetében is használható marad, fő paraméterek monitorozhatóak Ez a valóságban: Külső betáplálás napokig nem áll vissza, dízelek nem állíthatók helyre, a cunami teljesen tönkretette a tengervizes hűtőrendszert DC ellátás nem volt elegendő A cunami miatti károk következtében késleltetett beavatkozások (nem lehet hozzáférni a rendszerekhez) Vezénylőből nem lehet irányítani, csak néhány paraméter monitorozható A cunami következménye a korábban feltételezettnél jóval hosszabb idejű, nem ellenőrzött TFK lett Forrás: K. Sato (Hitachi-GE) Valószínűsíthető hibák Fukushimában Túlzott bizalom a technológiában (természeti veszélyek alábecsülése) Túlzott megelégedettség, a kellő szigor hiánya a TEPCO és a szabályozó hatóság között Hatóság nem követel szigorúbb súlyos baleset kezelést, rábízza az engedélyesre Nem voltak súlyos baleseti és veszélyhelyzeti eljárásrendek ilyen hosszú idejű teljes feszültség kiesésre Az 1990-es japán útmutató explicite kimondja, hogy a villamos betáplálás hosszú idejű elvesztése kizárható (a tartalék rendszerek miatt), ezt most felülvizsgálják. Mélységi védelem hiánya a cunami ellen Nem készültek a legrosszabb forgatókönyvnél súlyosabb balesetre (TFK+VHTE) Túlzottan tagolt hatósági rendszer hiányosságai (NSC-NISA-MEXT) Forrás: Hisashi Ninokata: Inside Information of the Accident, Environmental and Információáramlás korlátozott Economical Impacts; Lessons Learned in Japan, NURETH-14, September Valószínűsíthető hibák Fukushimában Hibák a baleset kezelésében Alternatív zóna hűtés biztosítása kellett volna az üzemanyag kiszáradása előtt (több tűzoltó- szivattyú, stb. alkalmazása, miután a reaktortartály nyomása 6-7 bar-ra csökkent) Primer konténment tartály meghibásodása ill. radiológiai kibocsátások a szűrt leeresztés késlekedése miatt Noha a külső villamos betáplálást 10 nap múlva helyreállították, az SC/RHR maradékhő elvonó rendszereket nem. Alternatív végső hőnyelő hiányában csak a reaktorilletve a turbina épület irányába történő szivárgás vitte el a hőt. Forrás: Hisashi Ninokata: Inside Information of the Accident, Environmental and Economical Impacts; Lessons Learned in Japan, NURETH-14, September

19 A baleset-elhárítás nehézségei Forrás: Digital Globe A baleset-elhárítás nehézségei Jól vizsgázott-e az erőmű? Jócskán a tervezési alapon túli szökőár (a telephelyen 15 m) Dilemma: a cunami elleni méretezés csak pénzkérdés? (civil példák) A konténment-filozófia igazolása (TMI után másodszorra) Az acél belső konténmentek kibírták: földrengés + cunami + hősugárzás + hideg vizes befecskendezés + robbanások Az üzemanyag-leltár nagy része bent maradt Korlátozott kibocsátás Teljes feszültségvesztéses baleset a nagy mumus 75 76

20 Jól vizsgázott-e az erőmű? A védelemi rendszerek további megerősítése Dízelgenerátorok meghibásodása függött a típustól, még inkább az elhelyezéstől Vízkivételi mű súlyos sérülése Pihentető medencék hűtésének és fizikai védelmének átgondolása szükséges Hidrogénkezelés nem volt megfelelő Kommunikáció Nem világos, hogy tudták-e a TEPCO-nál az első 2-3 napban, hogyan is kommunikáljanak Komoly nehézségek a tokiói TEPCO központ és az erőmű közötti kommunikációban (infrastrukturális és emberi tényezők) Sokáig csak minimális információ, szakmai tájékoztatás hiányos volt Ma már bőséges és lelkiismeretes kommunikáció Radioaktív kibocsátások Telephelyen igen jelentős dózisteljesítmények, elhárítási munkák akadályozása Robbanás miatt kikerülő ún. forrópontok (mértek 1 Sv/óra dózisteljesítményt!) Dolgozók rendkívüli éves dóziskorlátját 250 msv-re emelték, eddig hatan lépték túl Különböző kibocsátási útvonalak Légnemű kibocsátás: nemesgázok, illékony hasadási termékek (főleg jód) pihentető medencékből Folyékony kibocsátás: szivárgások a sérült szerkezeteken keresztül közvetlenül a tengerbe Környezeti hatások Kitelepítések már március 11-én megkezdődtek (3 km-es körben), március 12- én már 20 km-es körzetben Később dózisviszonyok alapján további településekből Egyes területeken hamarosan visszaköltözhetnek Több területen is korlátozásokat kellett elrendelni: Tokióban néhány napra meghaladta a gyermekekre vonatkozó határértéket a csapvíz I-131 tartalma Sugárszennyezett friss zöldségek Fukushima és Ibaraki prefektúrában Tengervíz I-131 határérték fölött Jelen ismereteink alapján nem várható a lakosság egészségügyi károsodása! 79 Környezeti hatások szeptember 30.: a km-es sávban öt településen feloldották a kitelepítési előírást A kibocsátás szintje mostanra nagyságrendekkel csökkent, de az elszennyezett területeket meg kell tisztítani a korlátozások feloldása előtt 2. Roadmap towards Restoration from the Accident (Step 2 Completed) (as of January 27, 2012) Tepco Additional Report of the Japanese Government to the IAEA (Second Report) September 2011 JAEA/METI/MEXT: /06/ _0721.pdf 80

21 Környezeti hatások INES április 12-én a japán hatóságok 7-esre emelték az esemény INES-besorolását Korábban: 3 db 5-ös besorolás az 1-3 blokkoknak, 3-as besorolás a 4. blokki pihentető medencének Most: 1-3 blokkok összevonva (1 db 7-es besorolás), a 4. blokki pihentető medence továbbra is 3-as besorolású Indoklás: összesített környezeti aktivitás-kibocsátás I-131 ekvivalensben eléri a több tízezer TBq-t (INES manual) Izotóp Fukushima kibocsátás (NISA) Fukushima kibocsátás (NSC ) Fukushima kibocsátás (IRSN)* Csernobil kibocsátás Fukushima / Csernobil arány (%) 28 gramm I-131 1, Bq 1, Bq 1, Bq 1, Bq 7,22% Cs-137 6, Bq 1, Bq 1, Bq 8, Bq 12,9% 1900 gramm Üzemanyag törmelék? (eddigi adatok szerint elhanyagolható)? (eddigi adatok szerint elhanyagolható) Üa. ~1,5%-a ~ Bq? Összesen (I egyenérték) 3, Bq 5, Bq 5, Bq 5, Bq 7-17% Forrás: JAIF 81 *: összes nemesgáz: 4, Bq. Isnard et al. (IRSN): Radioactive source term and release in the environment; EUROSAFE Elhárítási lépések Az elhárítási-helyreállítási munkálatokat három fázisra osztották 1.: 3 hónap (április közepétől) / 2. : 3-6 hónap az 1. fázist követően / 3.: 3 év Végcél: kitelepítettek mihamarabb visszaköltözhessenek (dózisviszonyok) Fő célok: reaktorok stabil hideg leállított állapotba hozása (ehhez hűtés stabilizálása), kibocsátások csökkentése/megszűntetése, felgyűlt szennyezett víz mennyiségének csökkentése, hulladékok kezelése és tárolása (Tepco) 83 Elhárítási lépések (2012. február) Eddig megvalósult: Bejutás a reaktorépületekbe, dózisviszonyok feltérképezése (folyamatos) Pihentető medencék független hűtőköre (hőcserélővel) Reaktorok független hűtőköre Zóna spray: 2. és 3. blokk Reaktorok hűtővizének tisztítórendszere, a blokkokban összegyűlt szennyezett víz tisztítórendszere, sótalanító-rendszer Nitrogénatmoszféra fenntartása az 1-3. blokk konténmentben Kevésbé szennyezett radioaktív víz átemelése (Megafloat) 1. blokki ideiglenes védőépület 4. blokki pih. med. megerősítése Kibocsátások jelentős csökkenése Folyamatos: telephelyi kihullás megkötése, összegyűjtése, törmelék, károk felszámolása Megkezdődött a telephelyen kívüli dekontamináció 1-3. blokk hideg leállított állapot (2011. december) Robot a 2. blokkban 1. blokk védőépület (Tepco) Daini 3. blokki elárasztott rendszerek helyreállítása (március-szeptember) Törmelék felszámolás, inhibitor Sótalanító-rendszer tartályai 84

22 Felszámolás, leszerelés 3 éves távlatban: Reaktorok és pihentető medencék stabil hűtésének fenntartása Reaktorok további degradációjának megelőzése Üzemanyag eltávolítása a pihentető medencékből 4. blokk: 2 éven belül (2012. januártól számítva) Telephelyi helyreállítás, kibocsátások megszüntetése Környezet Folyamatos monitorozás, tisztítás, dekontaminálás és helyreállítás Hosszú távú célok: 10 év: - ÜA törmelék eltávolítása - többi pihentető medence kirakása év: blokkok teljes leszerelése Főbb ellenőrző kérdések 1. A biztonság fogalma 2. Biztonság erőműveknél, az atomerőmű különlegessége 3. Mi a remanens hő? Hogyan alakul a reaktor leállítása után? 4. A mérnöki gátak, szerepük, felépítésük 5. Mérnöki gátak nyomottvizes reaktoroknál 6. A mélységi védelem hármas követelménye, elve 7. A mélységi védelem öt szintje 8. Egy atomerőmű lehetséges üzemállapotai és tranziens folyamatai 9. Mi a normál üzem? 10. Mi a tervezési alap? 11. Mi a tervezési üzemzavar? 12. Mi a súlyos baleset? 13. Ismertesse a biztonsági elemzés és a biztonsági jelentés fogalmát! 14. A reaktor megszaladás jelensége, fő folyamatai 15. A hűtőközegvesztéses baleset, fő folyamatai Főbb ellenőrző kérdések 16. Ismertesse a determinisztikus biztonsági elemzés fogalmát! 17. Ismertesse a valószínűségi alapú biztonsági elemzés fogalmát! 18. Milyen belső kezdeti eseményeket vesznek alapul determinisztikus elemzéshez? 19. Milyen külső/kívülről indukált kezdeti eseményeket vesznek alapul determinisztikus elemzéshez? 20. Tervezési üzemzavarok 21. A zónaolvadás, lekezelése 22. A biztonsági kultúra fogalma, a dolgozók feladatai 23. A Nemzetközi Nukleáris Eseményskála (INES), példák 24. A márciusi fukushimai baleset okai 25. A márciusi fukushimai baleset lefolyása 26. A márciusi fukushimai baleset környezeti hatásai 27. A márciusi fukushimai baleset tervezett elhárítási lépései 87