Новый подход к радиоактивным выбросам

Специальные сообщения
Место самой крупной в мире аварии коммерческого
энергетического ядерного реактора Три Майл Айлэнд,
штат Пенсильвания, служит ценной лабораторией по
изучению возможных эффектов при авариях на
реакторах. Одним из основных выводов является
то, что пассивные физические особенности и процессы в значительной степени ограничивают аварийный выброс из станции радиоактивных веществ.
(Предоставлено AIF Inc.)
Новый подход
к радиоактивным
выбросам:
более глубокий
анализ параметров
источника выброса
Морис Розен и Майкл Я н к о в с к и
Авария на АЭС Три Майл Айлэнд (TMI-2) в
1979 г. ускорила процесс получения и применения
новейшей технической информации для оценки
выброса радиоактивных веществ при постулируемых крупных авариях на коммерческих легководных реакторах. Особое внимание уделялось поведению во время аварии радиоактивного йода, так к а к
считается, что он будет одной из основных причин
облучения населения. Регламентируемые процедуры
анализа аварии относятся главным образом к йоду.
За последние несколько лет регламентационные требования изменились. Результаты новейших
экспериментальных и аналитических исследований
показывают, что в общем выброс радиоактивности
при крупных авариях может быть меньше, чем по
прежним оценкам, при сравнении с теми предположениями, которые лежат в основе теперешних
правил.
Предполагается, что данные по TMI-2 будут
содействовать современному пониманию серьезных
аварий и дискуссиям по поводу того, к а к следует
относиться к таким авариям в процессе регламентирования и лицензирования.
Г-н Розен - директор Отдела ядерной безопасности
МАГАТЭ; а г-н Янковски - сотрудник этого отдела.
БЮЛЛЕТЕНЬ МАГАТЭ, ОСЕНЬ 1985
Опыт TMI-2
Последняя информация о TMI-2 показывает,
что повреждение его активной зоны значительно
более серьезно, чем это считалось ранее. Однако
несмотря на значительность повреждения активной
зоны, а, следовательно,и станции, последствия этой
аварии остаются теми же: корпус реактора не пострадал, целостность защитной оболочки реактора не
нарушена, радиоактивных выбросов в атмосферу и
внутри станции оказалось при аварии очень мало.
Самая последняя оценка повреждения активной
зоны показывает, что примерно 30 % ее верхней
части в настоящее время составляет пустота, а еще
20 % может быть смещено к о дну корпуса реактора.
Кроме того, бут активной зоны TMI-2 подтверждает наличие полного спектра повреждений топливных стержней: от локальных разрушений оболочки
до ее полного растворения, диспергирования и расплавления топлива. При аварии температура в различных частях верхней половины активной зоны
достигла точки плавления топливного компонента
(до 2800 ° С ) , и некоторые оболочки твэлов из-за
возрастания температуры и в связи с окислением
стали х р у п к и м и . Некоторые расплавившиеся материалы, включая структурные и топливо, стекли
49
Специальные сообщения
вниз и снова затвердели в нижних частях активной
зоны.
Недавно обнаруженные к р у п н ы е к у с к и изменивш и х форму материалов активной зоны на внутренней поверхности дна реакторного корпуса свидетельствуют о том, что активная зона перегрелась,
расплавилась и перешла в более н и з к у ю часть корпуса. В настоящее время предполагается, что очень
мало топливных сборок остались целыми, если
вообще такие имеются.
ханистические предположения, которые используются еще и сегодня.
Одно из основных предположений связано с выбросами йода — вещества, вызывающего опасения
из-за его летучести и биологической способности
концентрироваться в щитовидной железе.
Появилось много оценок по количеству водорода, образовавшегося в результате реакций металла с водой. Последние оценки: окислилось 50 %
заключенного в активной зоне цирклоя,и при этом
образовалось о к о л о 460 килограммов водорода.
Измерялись температура и давление в зависимости
от времени и расположения. Эти данные согласовывались с физическими свидетельствами горения,
включая горение материалов. Эта информация используется сейчас для проверки компьютерных
к о д о в по анализу явления горения водорода.
В настоящее время оценка безопасности атомной электростанции требует анализа реакции станции на постулированные изменения переменных
процесса и неисправную работу или выход из строя
оборудования. Такие анализы помогают в выборе
проектных спецификаций для различных к о м п о нентов и систем.
Информация по переносу и отложению продуктов деления в защитной оболочке TMI-2 ограничивается инертными газами, п о с к о л ь к у лишь небольшие количества п р о д у к т о в деления попали в атмосферу оболочки, хотя из первичного контура
вышло более 20 % йода и свыше 50 % цезия. Большая часть этих радиоизотопов была найдена в
подвальном этаже. Если правильны оценки остатков
активной зоны в нижнем пространстве, то маловероятно обнаружение к р у п н ы х количеств материалов
активной зоны в петлях системы охлаждения реактора. Тем не менее, в настоящее время внимание сосредоточивается на гаммасканировании таких петель
для обнаружения к р у п н ы х скоплений топливных
материалов. П о к а ничего не найдено. Это указывает
на действенность, а вместе с тем и на ограниченность существующего подхода к основным авариям,
связанным с к о н с т р у к ц и е й ( O A K ) .
Параметры источника выброса для OAK
С самого начала развития ядерной энергетики
параметры источника выброса (ПИВ)
признаны
чрезвычайно в а ж н ы м фактором, влияющим к а к на
разработку определенного защитного оборудования, так и на оценку безопасности, включая оценку
риска. Проще говоря, термин „параметры источников
выброса" относится к радиоактивным веществам,
выбрасываемым при авариях на ядерных реакторах.
В современном употреблении термин является синон и м о м ,.выброса п р о д у к т о в деления", „аварийного
выброса" и другой аналогичной терминологии.
В связи с технологической ограниченностью
(особенно в понимании физических и химических
процессов, происходящих в сложной последовательности событий п р и аварии) фактор параметров
источника не учитывался п р и регламентировании.
Вместо этого разрабатывались и включались в регламентационные требования консервативные неме-
50
Современный подход к оценке безопасности
При расчете основных аварий параметры источника определяются предполагаемыми условиями
„наихудшего случая". Общая консервативность в
отношении параметров источника для йода была
использована для создания того, что понимается
к а к значительный запас безопасности. Предполагалось, что это компенсирует некоторые неопределенности в анализе, а также нерегламентированные
упрощения для облегчения оперативных анализов,
требуемых в лицензировании. Наиболее значительн ы м из этих упрощений является исключение из
источника выброса всех негазовых продуктов деления кроме йода.
O A K мыслятся к а к помощь в разработке и оценк е различных защитных систем и оборудования и
м о г у т охватывать ш и р о к и й диапазон постулированных выбросов продуктов деления. O A K , связанные с выбросом значительных количеств п р о д у к тов деления, включают:
• Аварии, связанные с выбросом радиоактивных
веществ, циркулирующих в первичном к о н т у р е
• Выброс радиоизотопов, содержащихся в пустом
пространстве между топливом и оболочкой (зазоре)
• Выбросы от топлива, подлежащие анализу на станции (OAK-LOCA при выборе площадки*) в дополнение к радиоактивности теплоносителя и в зазоре.
Следовательно, O A K — это ряд аварий, выбранн ы х для показа наиболее вероятных предполагаем ы х условий с применением самого консервативного метода. Т а к и м образом, хотя O A K не показательны в отношении предполагаемых или реальных
условий, они определяют размеры в о з м о ж н ы х аварий.
Альтернативный подход к параметрам источника
Существующая
немеханистическая
структура
O A K не позволяет учитывать опыт и к о н к р е т н ы е
исследовательские данные по тому или иному
аспекту выброса продуктов деления. Альтернатив*Авария вследствие потерн теплоносителя.
БЮЛЛЕТЕНЬ МАГАТЭ, ОСЕНЬ 1985
Специальные сообщения
ный подход — давать оценки постулированных
аварий на машинной основе. Машинная обработка аварий требует спецификации основных параметров и условий окружающей среды, при которых происходит в настоящее время выброс продуктов деления и которыми определяется их поведение. К ним относятся: температура, давление,
время выброса, возможность окисления, химические реакции и распределение частиц по размерам.
Такие данные, связанные с историей и физикохимической средой постулированного выброса,
требуют спецификации последовательности событий. Поскольку смесь выброшенных продуктов
деления различна для активной зоны, первичного
контура и защитной оболочки реактора, то для
реалистичной оценки параметров источника выбросов должен быть рассмотрен целый ряд аварий.
Исследование по безопасности реакторов
Исследование по безопасности реакторов (ИБР),
известное к а к WASH-1400, явилось первой попытк о й применить методы количественной оценки
для определения последовательности событий, которые приводят к повреждению активной зоны, и для
оценки вероятностей, связанных с такой последовательностью. Исследование было проведено Комиссией по регулированию ядерной деятельности
(КРЯД) США и опубликовано в 1975 г .
В исследовании делается вывод о том, что опасность аварий на реакторах невелика и что наибольшую опасность представляют аварии более серьезные, чем „максимально вероятные аварии", при
которых не только расплавляется активная зона,
но и ухудшается состояние защитной оболочки
реактора — последнего барьера, служащего для
ограничения выброса радиоактивных веществ в
окружающую среду.
В исследовании использовались общие предельные оценки для выбросов радионуклидов. Основной трудностью в таком подходе является то, что
он не допускает систематического совершенствования, поскольку ослабление параметров источника в
большой степени зависит от физических процессов,
происходящих при данной аварии на данной станции. Независимое рассмотрение достижений и недостатков ИБР привело к следующим общим выводам: велики неопределенности, связанные с используемыми абсолютными величинами; при применении предлагаемых исследованием методов
следует проявлять осторожность.
Несмотря на многие неясности вероятностная
оценка риска занимает и будет занимать свое место
в оценках безопасности и лицензировании. Полученные в WASH-1400 числовые величины параметров
источника выбросов применяются и в настоящее
время ввиду отсутствия каких-либо других или
служат отправными точками.
БЮЛЛЕТЕНЬ М А Г А Т Э , ОСЕНЬ
1985
Приводы СУЗ
К р ы ш к а реактора
Стержни С У З
Сборка
заполняемой
камеоы
Верхняя решетка
С в о б о д н а я часть
активной зоны
Бутовая кладка
Сборка опоры
активной зоны
Сборка нижней
решетки
Головка
распределителя
потока
В сечении р е а к т о р а T M I - 2 п о к а з а н а с в о б о д ная часть а к т и в н о й з о н ы
Переоценки параметров источника выбросов
Авария на атомной электростанции Три Майл
Айлэнд 28 марта 1979 г. показывает действенность и в то же время ограниченность подхода к
OAK.
С одной стороны, существующие концепции конструкции (защитная оболочка с низкой утечкой,
аэрозольные добавки в оболочке для контроля за
рН) смягчают аварийные условия (особенно связанные с повреждением активной зоны), помимо расчетной основы. С другой стороны, неспособность
защитной системы упреждать аварийные ситуации, выходящие за ее проектные возможности,
иллюстрируются фактом задержания большинства
продуктов деления (особенно йода) зданием АЭС
и его фильтрами, выходом высокоактивной жидкости из отстойника оболочки в здание и неспособностью иметь дело с высокими уровнями активности
в здании АЭС и в здании для загрузки и выгрузки
топлива.
51
Специальные сообщения
Со в р е м е н и аварии на T M I - 2 в различных странах
б ы л проведен р я д исследований п о переоценке
параметров и с т о ч н и к а в ы б р о с о в с у ч е т о м имею щ е г о с я о п ы т а , э к с п е р и м е н т а л ь н ы х и аналитическ и х данных.
В С о е д и н е н н ы х Штатах А м е р и к и основные работ ы п р о в о д и л и с ь п о д р у к о в о д с т в о м К Р Я Д Лаборат о р и я м и Баттелла г . К о л у м б у с а , Национальными
л а б о р а т о р и я м и Сандиа, О к р и д ж с к о й национальной
лабораторией, а т а к ж е в р а м к а х П р о м ы ш л е н н о й
п р о г р а м м ы р а з р а б о т к и правил п о деградировавшей а к т и в н о й зоне ( I n d u s t r y Degraded Core Rulem a r k i n g Programme I D C O R ) , поддержанной ядерн о й п р о м ы ш л е н н о с т ь ю С Ш А . Б ы л проанализирован
р я д а н а л о г и ч н ы х аварий на станциях а м е р и к а н с к о й
конструкции.
В Европе (Федеративной Р е с п у б л и к о й Г е р м а н и и )
б ы л и проведены анализы н е к о т о р ы х аварий на реакторах с в о д о й п о д давлением (PWR) м о щ н о с т ь ю
1300 М В т . Расчетные в ы б р о с ы оказались очень
н е б о л ь ш и м и . О д н а к о , полученные результаты трудно сравнивать с а м е р и к а н с к и м и в в и д у значительн о г о различия в к о н с т р у к ц и я х з а щ и т н ы х о б о л о ч е к .
П р о в о д и л и с ь исследования и в д р у г и х странах.
В В е л и к о б р и т а н и и значительные работы б ы л и вып о л н е н ы п о параметрам и с т о ч н и к а в ы б р о с о в д л я
п о с т у л и р о в а н н ы х к р у п н ы х аварий на .предлагаемом
д л я строительства в Сайзуэлле реакторе типа PWR
на 1300 М В т . Исследования, проведенные во Франц и и , касались ф р а н ц у з с к и х PWR, а датчане анализировали к и п я щ и й р е а к т о р ( B W R ) ш в е д с к о й к о н с т р у к ц и и . М н о г и е страны провели э к с п е р и м е н т ы
д л я п о л у ч е н и я д о п о л н и т е л ь н ы х данных и разработал и аналитические м е т о д ы , к о т о р ы е м о г у т в к а к о й то мере использоваться п р и анализах общей последовательности аварии и параметров и с т о ч н и к а
выбросов.
Недавно в С Ш А б ы л и о п у б л и к о в а н ы т р и отдельн ы х обзора п о у р о в н ю знаний о параметрах источн и к а в ы б р о с о в : д о к л а д специального к о м и т е т а
А м е р и к а н с к о г о я д е р н о г о общества п о параметрам
источника, доклад по Промышленной программе
р а з р а б о т к и п р а в и л п о деградировавшей а к т и в н о й зоне ( I D C O R ) и д о к л а д исследовательской
группы
Американского
физического
общества
( А Ф О ) , в к о т о р о м рассматриваются п р о г р а м м ы ,
о с у щ е с т в л я е м ы е п о инициативе К Р Я Д С Ш А . Этот
давно о ж и д а в ш и й с я д о к л а д К о м и с с и и (известный
к а к NUREG-0956)
д о л ж е н быть о п у б л и к о в а н в
августе 1985 г .
Последние данные
На основе д а н н ы х , с о д е р ж а щ и х с я в о п у б л и к о в а н н ы х д о к л а д а х , м о ж н о сделать н е с к о л ь к о о б щ и х
в ы в о д о в . П е р в ы й в ы в о д — полученные результ а т ы еще раз п о д т в е р д и л и , что опасность д л я насел е н и я п р и с а м ы х серьезных авариях на я д е р н ы х
у с т а н о в к а х , даже с п р и с у т с т в и е м й о д а , значительно
меньше тех, к о т о р ы е предсказывались ранее прове-
52
д е н н ы м и исследованиями с использованием прежн и х предположений в о т н о ш е н и и параметров источн и к а в ы б р о с о в . Этот в ы в о д подтверждается анализ о м м н о г и х аварий, п р и к о т о р ы х параметры источн и к а в ы б р о с о в п р о д у к т о в деления б ы л и , в е р о я т н о ,
значительно н и ж е тех значений, к о т о р ы е у к а з ы в а лись в п р е ж н и х исследованиях.
Т а к о е снижение определяется т р е м я о с н о в н ы м и
факторами:
•
признание т о г о , что защитные о б о л о ч к и реакторов я в л я ю т с я более п р о ч н ы м и , чем ранее предполагалось, и п о э т о м у о н и п о в р е ж д а ю т с я в последнюю
очередь, если в о о б щ е это п р о и с х о д и т ;
• в к л ю ч е н и е в аналитические м е т о д ы моделирован и я ранее пренебрегавмых ф и з и ч е с к и х и химическ и х явлений, к о т о р ы е ведут к у д е р ж а н и ю п р о д у к тов деления;
• в к л ю ч е н и е в анализы д о п о л н и т е л ь н ы х площадей
(вспомогательные здания, б а с с е й н ы ) , п о - в и д и м о м у ,
более эффективно з а д е р ж и в а ю щ и х
радионуклиды,
чем это ранее предполагалось
Второй и наиболее значительный в ы в о д , в ы т е к а ю щ и й из последних исследований, - последовательности п р и авариях и специфические детали к о н с т р у к ц и и станции и м е ю т очень большое значение
п р и о ц е н к е параметров и с т о ч н и к а в ы б р о с о в . Установлено, что результаты анализа м н о г и х последовательностей п р и авариях д л я различных станций не
п е р е н о с и м ы с о д н о й станции на д р у г у ю без тщательн о г о рассмотрения специфических деталей в к о н с т р у к ц и и системы, к о н с т р у к ц и и и отборе к о м п о н е н т о в , а т а к ж е с т р у к т у р н ы х деталей.
Это означает, что н е в о з м о ж н о характеризовать
параметры и с т о ч н и к а в ы б р о с о в д л я л е г к о в о д н ы х
р е а к т о р о в с п о м о щ ь ю о д н о й таблицы ч и с л о в ы х
величин. Вопрос о б использовании о с н о в н ы х о б щ и х
данных в п р а к т и ч е с к о м п р и м е н е н и и параметров
и с т о ч н и к а в ы б р о с о в все еще остается о т к р ы т ы м .
О д н а к о ясно, что н е к о т о р ы е м о д и ф и к а ц и и в област и планирования аварий и и х устранения, а т а к ж е
вероятностная о ц е н к а р и с к а б ы л и б ы оправданы.
Ясно т а к ж е , что существенное расширение пониман и я параметров и с т о ч н и к а в ы б р о с о в п р о д у к т о в
деления д л я п о с т у л и р о в а н н ы х аварий с серьезным
п о в р е ж д е н и е м а к т и в н о й з о н ы ведет к о м н о г и м изм е н е н и я м в о в з г л я д а х на такие аварии.
В частности, у л у ч ш е н н ы е о ц е н к и параметров
и с т о ч н и к а в ы б р о с о в на базе анализа различных
аварий и п у т е й и х устранения п о з в о л я ю т в к л ю ч и т ь
м е т о д ы л и к в и д а ц и и аварий в сферу эксплуатационной безопасности. М о ж н о начать сокращать или
устранять чрезмерно ограничительные правила и
умозрительные п р е д п о л о ж е н и я , к о т о р ы е в ы в е д е н ы
формально д л я т о г о , ч т о б ы к о м п е н с и р о в а т ь недостаточный учет реальных явлений. Это п о з в о л и л о
бы п р о е к т и р о в щ и к а м атомных
электростанций,
операторам и р е г л а м е н т и р у ю щ и м о р г а н а м с к о н центрировать свое внимание на п р а к т и к е , что п р и несет реальную п о л ь з у .
БЮЛЛЕТЕНЬ МАГАТЭ, ОСЕНЬ 1985
Октябрь 1985 г.:
Международный симпозиум по параметрам
источников выбросов
Более двадцати государств—членов М А Г А Т Э и
организаций назначили своих представителей для
участия в Международном симпозиуме по оценке
ПИВ для аварийных условий, который будет проведен в Соединенных Штатах Америки с 28 октября по
1 ноября 1985 г.
Симпозиум организуется М А Г А Т Э в сотрудничестве с Комиссией по регулированию ядерной деятельности США и Лабораториями Баттелла г. Колумбуса и будет проходить в этом городе, штат Огайо.
Предполагается, что в качестве международного форума по рассмотрению результатов и выводов проводимых переоценок и исследований данное совещание поможет модернизации измерения выбросов
радионуклидов при постулированных авариях на
атомных электростанциях.
EXPERTS
WANTED
Below are details of posts for which the
International Atomic Energy Agency
requires experts.
Основные темы для дискуссий:
• Выброс радионуклидов и образование аэрозолей
внутри корпуса реактора
• Перенос и удержание радионуклидов в системе
теплоносителя реактора
•Выброс радионуклидов и образование аэрозолей
вне корпуса реактора
•Удержание и проведение продуктов деления и аэрозолей в защитной оболочке реактора
•Выброс продуктов деления из станции, включая
рабочие характеристики и оценку сконструированных защитных систем
На симпозиуме предусматривается также работа
специальных совещаний экспертов для определения
уровня знаний в областях: реакции защитной оболочки реактора и нагрузок в условиях аварии, превосходящей основные аварии, связанные с конструкцией, включая образование водорода, и управление,
и определение нерешенных технических проблем и
требований по регламентированию.
Applications should be made to:
Experts Section
Division of Technical Assistance
International Atomic Energy Agency
P.O. Box 100, A-1400 Vienna, Austria
Tel.: 2360/2380 Cable: INATOM, Vienna
quoting the reference number
Telex: 1-12645
BANGLADESH
PAKISTAN
A radiological physicist, experienced in dosimetry and calibration
procedures and in setting up secondary standards dosimetry
laboratories (SSDLs) in developing Member States, is required
immediately for 1 month at the Bangladesh Atomic Energy
Commission, Dhaka, Bangladesh. Duties: To conduct a preliminary survey on the set-up of SSDLs and the status of relevant
infrastructure; and to formulate a project implementation
scheme, including training equipment requirements, laboratory
building and maintenance activities.
Language: English.
Ref.: IAEA/BGD/1/008-01
A nuclear engineer, specialized in quality control of nuclear power
plant components and in-service inspection, preferably with experience in CANDU-type operation, is required immediately for 1 month
at the Karachi Nuclear Power Plant (KANUPP), Karachi, Pakistan.
Duties: To advise on the organization of a full-scale nondestructive testing scheme for in-service inspection; and to
provide advice for equipment and training requirements in the
establishment of a nondestructive testing laboratory serving the
nuclear power station.
Language: English.
Ref.: IAEA/PAK/4/026-01
PHILIPPINES
INDONESIA
A reactor engineer, with at least 10 years' experience in reactor
thermo-hydraulics, particularly in the experimental aspect using
an engineering loop, is required immediately for 4 months at the
Research Centre for Nuclear Techniques, Bandung, Indonesia.
Duties:
To develop experimental methods and establish data
acquisition and data evaluation systems for the design and safety
analysis of nuclear reactor systems.
Language: English.
Ref.: IAEA/INS/4/018-02B
and
A reactor engineer, with at least 10 years' experience in reactor
kinetics, well versed in the theoretical as well as experimental
aspects, is required immediately for 6 man-months at the
Research Centre for Nuclear Techniques, Bandung, Indonesia.
Duties: To train the staff in the principles of reactor kinetics
calculations and experiments, especially in-pile noise, beginning
with the fundamental method of calculation and experiment
of point-reactor kinetics towards space-dependent reactor
kinetics, as well as to introduce the use of some specific codes.
Language: English.
Ref.: IAEA/INS/018-03
A radiochemist, biochemist or radiopharmacist, with wide
experience in the production of radioimmunoassay ( R I A ) kits
for hepatitis В Surface Antigen and amoebiasis, as well as in the
performance of the assays and quality control, is required
immediately for 3 man-months at the Philippine Atomic Energy
Commission (PAEC), Quezon City, Philippines. Duties: To train
the counterpart staff in the preparation of reagents for hepatitis В
Surface Antigen, the performance of such assays and relevant
quality control; and to advise on the possibilities of developing
methods for detection of amoebiasis by R I A techniques in the
Philippines.
Language: English.
Ref.: IAEA/PHI/2/007-01
and
An endocrinologist, with extensive experience in radioimmunoassay ( R I A ) technique for hormone analysis and its quality
control, preferably with knowledge of the use of computer
systems for R I A data processing, is required immediately for
3 man-months at the Philippine Atomic Energy Commission
(PAEC), Quezon City, Philippines. Duties: To assist in the
improvement of procedures and the establishment of quality
control for hormone analysis, including introduction of
computer analysis of data.
Language: English.
Ref.: IAEA/PHI/2/007-02