Földrengés 9-es földrengés március :46-kor Honshutól keletre

Átírás

1 A fukushimai atomerőmű balesete és következményei Yamaji Bogdán Budapesti Műszaki és Gazdaságtudományi Egyetem Nukleáris Technikai Intézet FINE hétvége, Dunaújváros, február 25. A márciusi Tohoku földrengés és cunami Tartalom BWR-ek fontosabb jellemzői A Fukushima Daiichi balesete Kibocsátások, következmények, helyreállítás Forrás: Kyodo News Az előadás a TÁMOP-4.2.1/B-09/1/KMR támogatásával jött létre Forrás: Tepco 2 Földrengés 9-es földrengés március :46-kor Honshutól keletre Forrás: emsc-csem.org Forrás: Tepco 3 Max 2.7g recorded at station MYGO4. Forrás: 4

2 A legnagyobb magnitúdójú mért földrengések és cunamik A földrengés és a cunami pusztítása 1 Iwaki, Fukushima prefektúra Rikuzentakata, Iwate prefektúra Kesennuma, Miyagi prefektúra Higashi-Matsushima, Miyagi prefektúra The Atlantic (theatlantic.com) / Reuters/Kyodo/Kim Kyung-Hoon/Toru Hanai/Files A negyedik legnagyobb a mért földrengések és cunamik között (Tepco) Áldozatok: Eltűntek: 3317 Sérültek: 6011 Elpusztított/sérült épületek: > Sérült utak: 3918 Sérült hidak: 78 (2012. február 7. - japán rendőrség A földrengés és a cunami pusztítása Iwaki, Fukushima prefektúra 6 A földrengés és a cunami pusztítása Rikuzentakata, Iwate prefektúra Report of Japanese Government to the IAEA Ministerial Conference on Nuclear Safety - The Accident at TEPCO's Fukushima Nuclear Power Stations ea_houkokusho_e.html Kesennuma, Miyagi prefektúra Higashi-Matsushima, Miyagi prefektúra The Atlantic (theatlantic.com) / Reuters/Kyodo/Kim Kyung-Hoon/Toru Hanai/Files Áldozatok: Eltűntek: 3317 Sérültek: 6011 Elpusztított/sérült épületek: > Sérült utak: 3918 Sérült hidak: 78 (2012. február 7. - japán rendőrség

3 Szökőár elleni védekezés Cunami-riasztás: 30 év alatt percről 2 percre csökkent a riasztás kiadásához szükséges idő Kijelölt védőépületek NHK: Rikuzentakata 1 km-re a partvonaltól 13 m magas volt a szökőár A helyi gimnáziumban sok ember fulladt meg, mivel oda menekültek a földrengés után, a hullám pedig a 2. emeletet is elérte 40 km/h sebességgel haladt a szökőár a parton kb. 100 cunami óvóhely semmisült meg feb. 20: JAIF/NHK: 21,1 m-t is elérte a cunami a fukushimai partoknál Additional Report of Japanese Government to the IAEA - The Accident at TEPCO's Fukushima Nuclear Power Stations (Second Report) 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 9 10 A földrengés által érintett Fukushima I. atomerőmű Fukushima Daiichi 6 blokkos, forralóvizes A Fukushima Daiichi erőmű felépítése Épület szerkezet Beton épület Acélszerkezetes üzemi terület Acél konténment tartály Körte alakú szárazakna (drywell) Tórusz alakú nedvesakna (wetwell) 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 UO 2 UO 2 MOX UO 2 UO 2 UO 2 Állapot a földrengéskor Normál üzem Normál üzem Normál üzem Leállítva, teljes zóna kirakva! Leállítva Leállítva 11 12

4 BWR konténment A legelterjedtebb a GE konténment sorozata, az üzemelő 92 blokkból 66 rendelkezik ilyennel (Mark I, II és III) Mark I és Mark II: szárazaknával (drywell) és nedvesaknával (wetwell/ suppression pool/suppression chamber) is rendelkeznek. Mindegyik kialakítás célja a nyomáscsökkentés LOCA esetén. A konténment fő feladata a reaktorból kijutó gőz kondenzációja és a primerkörből kijutó hasadási termékek visszatartása, hogy a telephelyen kívüli dózisterhelés ne érje el a hatósági szintet, illetve hogy hőnyelőt és vízforrást (betáplálási forrást) biztosítson adott biztonsági berendezéseknek. BWR konténment paraméter Mark I Mark II Mark III ABWR ESBWR Teljesítmény (MWe) Reaktortartály belső átmérő, m Szárazakna térfogat, m 3 tervezési nyomás, MPa Nedvesakna térfogat, m 3 víztérfogat, m 3 tervezési nyomás, MPa 6,4 6,4 6 7,1 7, , , , , , , , , , ,31 Átvezető csatornák tájolás méret, m szám függőleges 0,6 76 függőleges 0,6 76 vízszintes 0,7 117 vízszintes 0,7 30 vízszintes 0, Főbb részek Acél szárazakna, mely körbeveszi a reaktortartályt és a recirkulációs hurkokat. Az alsó gömbszerű rész átmérője m. A szárazakna magassága m. Eltávolítható fedél Nyomáscsökkentő kamra vagy medence nagy mennyiségű vízzel (nedvesakna), Az ezeket összekötő csatornarendszer, jellemzően 8-10 db csatorna a kerület mentén egyenletesen elosztva. A szekunder konténment, mely a primer falat (azaz a száraz és a nedves aknát) veszi körül. Ebben van a pihentető medence és a ZÜHR (ECCS) rendszer. BWR Mark I konténment 15 BWR Mark I konténment A szekunder konténment és a szárazakna fala közötti mm rés rugalmas habbal (pl. poliuretán) van kitöltve. (Alapvetően ezt a kitöltő anyagot az építés során alkalmazták a megfelelő pozícionáláshoz, és egyes reaktoroknál eltávolították, másoknál meghagyták.) Nedvesakna: szénacél nyomástartó tartály. A tórusz nagyátmérője m, kisátmérője 8-10 m. Kb. félmagasságig van töltve vízzel. Az átvezető csatornák átmérője 1,7-2,1 m. 16

5 BWR Mark II konténment A száraz- és a nedvesaknát egymás fölé helyezték. Acél kupola és vagy előfeszített beton fal, vagy vasbeton fal, mely egy vasbeton alapon (basemat). A primer konténment belső felülete hermetikus acél béléssel rendelkezik. A primer konténment falai adják az alátámasztást a szekunder konténmentnek (a reaktorépületnek) és a pihentető/átrakó medencéknek. A szárazakna csonkakúp alakú, közvetlenül a nyomáscsökkentő medence felett helyezkedik el. A nyomáscsökkentő kamra henger alakú, vasbeton falak választják el száraz aknától. A száraz aknát egy elliptikus acélkupola zárja felül (drywell head). A szárazakna inert atmoszférával rendelkezik. Baleset esetén a kiáramló gőz függőlegesen kialakított csatornákon keresztül jut a nyomáscsökkentő kamrába. A nyomáscsökkentő medence átmérője m, magassága 18 m. 17 BWR Mark II konténment 18 BWR Mark I - III konténment Japánban BWR/3 F I 1 Izolációs betáplálás - Isolation Condenser (IC) 19 Moriya, Sato: Fukushima Daiichi NPP Accident, Plant Design and Preliminary Observations, ICAPP, 3 May,

6 Izolációs betáplálás - Isolation Condenser (IC) Izolációs betáplálás - Isolation Condenser (IC) Feladata a reaktor lehűtése izolációs állapot esetén anélkül, hogy a hűtőközegtartalom csökkenne a reaktorban Izoláció esetén a reaktorban termelődő gőz az izolációs kondenzátor tartályokba kerül A hőcsere után a kondenzátum visszajut a reaktortartályba Két önálló rendszer, egy-egy kondenzátor medence (hőcserélő), vezetékek, stb. A két kondenzációs medence a névleges hőteljesítmény 6%-át tudja elvezetni A kondenzációs medencék kapacitása arra elegendő, hogy azok hűtése nélkül 10 órán keresztül üzemeljen az IC Szelepek működtetéséhez, vezérléshez DC/akkumulátor betáplálás szükséges BWR/3 F I 1 NEI Magazine Izolációs betáplálás - Reactor Core Isolation Cooling System (RCIC) BWR/4 Izolációs betáplálás akkor, ha a gőz nem tud a turbinákra jutni, illetve a rendes tápvíz (primerkör) betáplálás nem elérhető. A gőzt az RCIC turbinára vezetik, mely az RCIC szivattyút hajtja meg. A szivattyú segítségével üzemi forgalommal juttatható víz a reaktorba. Az RCIC turbináról lejövő gőz a nyomáscsökkentő medencébe (nedvesaknába) kerül. Az RCIC szivattyú a kondenzátum táptartályból vagy a nyomáscsökkentő medencéből biztosítja a vízpótlást. Betáplálás a primerkörbe történik. A betáplált forgalom megegyezik a 15 perccel leállás utáni gőztermelődéssel (maximális remanens hő mellett). A rendszer alacsony reaktor vízszint jelre automatikusan indul, vagy az operátor által indítható. 23 Zóna üzemzavari hűtőrendszerek - Emergency Core Cooling Systems Hűtőközegvesztés esetén biztosítja a zóna hűtését az üzemanyag sérülésének elkerülése/mérséklése érdekében Ha a primerköri törés mérete meghaladja a nagynyomású üzemzavari rendszer (HPCI) kapacitását, csökken a nyomás a reaktortartályban. Ez lehetővé teszi, hogy a kisnyomású üzemzavari rendszer (LPCI) hűtőközeget juttasson a zónába. NSST: Normal Station Service Transformer, RSST: Reserve SST, SW: Service Water, CRD: Control Rod Drive, D/G: Diesel Generator 24

7 Remanenshő-eltávolító rendszer Residual Heat Removal - RHR Lehűtő rendszer Normál üzemi körülmények között: a zónában termelt gőz turbinára engedésével, majd lekondenzálásával távozik a hő Leállítás után: a gőz by-pass ágon (a turbinát kikerülve) közvetlenül a kondenzátorba jut, így vonják ki a remanens hőt A remanenshő-eltávolító rendszer (residual heat removal - RHR) leállítás utáni hűtő üzemmódja a rendszer nyomáscsökkentésével együtt működik 50 psig (~3,4 bar) nyomásig) A recirkulációs hurkon keresztül hőcserélőn átszivattyúzva keringetik a hűtőközeget. 25 Remanenshő-eltávolító rendszer Residual Heat Removal - RHR 7 üzemmódban lát el különböző feladatokat. Kisnyomású üzemzavari hűtőrendszer (Low Pressure Coolant Injection LPCI) mód: reaktor vízszint helyreállítása LOCA esetén Konténment spray üzemmód: a primer konténmenten belül a gőz kondenzációja és a légnemű radioaktivitás csökkentése LOCA esetén Nyomáscsökkentő medence hűtés üzemmód: A nyomáscsökkentő medence hőelvonásának biztosítása Leállási hűtés és reaktortartály felső rész hűtés: leállított reaktor esetén biztosítja a remanens hő elvonását és a reaktortartály felső részében található elemek hűtését Gőzkondenzációs mód: a reaktorból származó gőz kondenzációja, és az izolációs rendszer (RCIC) vezetékein a kondenzátum visszajuttatása a reaktortartályba Tartalék hűtőközeg biztosító mód: a primer konténment elárasztásához biztosít (tartalék) vizet Pihentető medence hűtés mód: kisegítő hűtést biztosít a pihentető medence számára, ha a pihentető medence hűtőrendszere nem tud elégséges hűtést biztosítani 26 BWR/4 JNES: Outline of Safety design (BWR), training material Földrengésvédelem 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 megközelíthetőség Daiichi (Tepco) Daini (Tepco) 27 28

8 Cunamivédelem a Fukushima I-en Cunami a Fukushima Daiichi-nél 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-os 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 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) Fukushima Nuclear Accident Analysis Report (Interim Report) Tepco Cunami a Fukushima Daini-nél Fukushima Daiichi 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) Fukushima Nuclear Accident Analysis Report (Interim Report) Tepco 31 32

9 Fukushima Daini, üzemzavari dízelgenerátorok levegőhűtőjének beszívó nyílásai (Tepco) Fukushima Daiichi - villamos betáplálás a cunami után : elöntött kapcsolóberendezés (Tepco) Fukushima Daini - villamos betáplálás a cunami után (Tepco) : elöntött kapcsolóberendezés 35 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 Forrás: Dr. Matthias Braun, Areva 36

10 Fukushima Nuclear Accident Analysis Report (Interim Report) Tepco 37 Az esemény lefolyása Konténment nyomáscsökkentés előnyei és hátrányai 1., 3. Energiaelvitel a reaktorépületből (már csak így lehetett) blokk 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 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 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 3. blokki pihentető medence (Tepco) 4. blokki pihentető medence (Tepco) 38 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) 39 40

11 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) Információáramlás korlátozott Forrás: Hisashi Ninokata: Inside Information of the Accident, Environmental and 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 reaktor- illetve 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 A baleset-elhárítás nehézségei Forrás: Digital Globe 43 ETE FINE Szenior hétvége, Klub, február február Prof. Yamaji Dr. Aszódi Bogdán, Attila, BME BME NTI NTI 44

12 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 ETE FINE Szenior hétvége, Klub, február február Prof. Yamaji Dr. Aszódi Bogdán, Attila, BME BME NTI NTI 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 47 48

13 Összesen ~ ellenőrzött személy 250 msv<: 6 fő ( msv) msv: 2 fő msv: 14 fő msv: 81 fő Radioaktív kibocsátások Thielen et al. (GRS): Experience feedback on the Fukushima NPS accident - Sanitary and environmental consequences; EUROSAFE 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! 50 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 Additional Report of the Japanese Government to the IAEA (Second Report) September 2011 Környezeti hatások JAEA/METI/MEXT: 2. Roadmap towards Restoration from the Accident (Step 2 Completed) (as of January 27, 2012) Tepco 2011/06/ _0721.pdf Prof. Yamaji Dr. Aszódi Bogdán, Attila, BME BME NTI NTI 51 52

14 Környezeti hatások április 25 május 14. Tokyo, Kyoto, Nara, Osaka 250+ km a Fukushima I-től 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 Fukushima Fukushima Csernobil Fukushima / kibocsátás kibocsátás kibocsátás kibocsátás Csernobil (NISA) 28 gramm (NSC ) (IRSN)* arány (%) 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% *: 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 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) Törmelék felszámolás, inhibitor Sótalanító-rendszer tartályai Daini 3. blokki elárasztott rendszerek helyreállítása Forrás: (Tepco) 55 (március-szeptember) 56

15 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 Az atomenergia lakossági támogatottságának változása Japánban Hosszú távú célok: 10 év: - ÜA törmelék eltávolítása - többi pihentető medence kirakása év: blokkok teljes leszerelése Prof. Yamaji Dr. Aszódi Bogdán, Attila, BME BME NTI NTI 57 Forrás: Hisashi Ninokata: Inside Information of the Accident, Environmental and Economical Impacts; Lessons Learned in Japan, NURETH-14, September Van-e jövője az atomenergiának? Igen, ha tanulunk a fukushimai tapasztalatokból... továbbra is a biztonság folyamatos növelése a cél az értelem dönt a politikai érdekek és az érzelmek helyett Hiszen az atomenergia CO 2 mentesen termel áramot, kis normál üzemi kibocsátás mellett, kis mennyiségű és jól készletezhető primerenergiahordozóból, versenyképes áron. A finn Olkiluoto-3 reaktor (EPR) beemelése 59 Információs oldalak, források Magyarul OAH weblap, OSSKI weblap, Nukinfo portál Japán oldalak angol nyelven TEPCO: NISA: NSC: JAIF: MEXT: METI: MAFF: Fukushima prefektúra: NHK televízió: IAEA: WHO: Fukushima Nuclear Accident Analysis Report (Interim Report) Tepco Report of Japanese Government to the IAEA Ministerial Conference on Nuclear Safety - The Accident at TEPCO's Fukushima Nuclear Power Stations Additional Report of the Japanese Government to the IAEA (Second Report) Review of Accident at Tokyo Electric Power Company Incorporated s Fukushima Daiichi Nuclear Power Station and Proposed Countermeasures JANTI IAEA INTERNATIONAL FACT FINDING EXPERT MISSION OF THE FUKUSHIMA DAI-ICHI NPP ACCIDENT FOLLOWING THE GREAT EAST JAPAN EARTHQUAKE AND TSUNAMI 60