Основни проблеми със сигурността

във високотемпературния реактор и особени дефицити в THTR-300

Лотар Хан - юни 1986 г

Към предполагаемата "присъща" сигурност на HTR

От началото на разработването на високотемпературни реактори заинтересованите страни се опитват да внушат на обществеността, че HTR е "присъщо" безопасен. Тази хитро разработена рекламна стратегия несъмнено има известен успех, защото доведе до безпрецедентна дезинформация, дори в дебата за атомната енергия. Като почти всяко друго твърдение на ядрената индустрия, то се основава на научно несъстоятелни предположения и неверни заключения.

В технологиите, по-специално в ядрената технология, една система се нарича по своята същност безопасна, ако остава в проектното си състояние единствено въз основа на физичните и химичните закони и ако не зависи от функционирането на устройствата за активна безопасност при справяне с аварии, намесата на персонала е инструктирана (според дефиницията на Алвин Вайнберг).

Както е известно, леководният реактор не притежава тези свойства. Въпреки това, също така е напълно ясно, че практически всички HTR концепции, които са били сериозно преследвани досега, не са по своята същност безопасни и че THTR-300 в частност не притежава това свойство. Например, две от централните изисквания, свързани с безопасността, спирането и отстраняването на остатъчната топлина (и по този начин в крайна сметка също и задържането на продуктите на делене) зависят от устройствата за активна безопасност и/или дръжките, ако сериозни аварии и значителни изпускания на радиоактивен инвентар трябва бъде предотвратено.

Като доказателство за предполагаемата присъща безопасност, HTR индустрията обикновено цитира някои свойства, по които HTR се различава от реактора с лека вода и за които се казва, че имат благоприятни ефекти по отношение на безопасността. Въпреки това, HTR далеч не е по своята същност безопасен от това, тъй като в допълнение към предполагаемите благоприятни, HTR има и неблагоприятни свойства, свързани с безопасността, които другите типове реактори нямат. Най-често цитираните предполагаеми предимства на HTR са представени и коментирани по-долу:

• Eigenschaft: Ниско съотношение на плътността на мощността към топлинния капацитет, т.е. по-бавно повишаване на температурата в сравнение с (в сравнение с леководния реактор или размножителя) в случай на повреда в охлаждането.
• Коментар: Това не е правилно, но се отнася само за събития с определени повреди в охлаждането. В случай на специфични за HTR аварии с навлизане на вода, въздух и аварии с реактивност, това свойство е от по-малко значение. Ако е необходимо бързо охлаждане, високият топлинен капацитет е по-скоро неблагоприятен.
• Eigenschaft: Устойчивост на висока температура на керамичните горивни елементи и материалите за структурата на сърцевината, без разтопяване на сърцевината, като напр Б. възможно с леководния реактор.
• Коментар: Твърдението е правилно, но игнорира истинския проблем. Не става дума преди всичко за възможността за разтопяване на активната зона, а по-скоро за въпроса дали и как могат да бъдат освободени радиоактивни продукти на делене. При температури над 1600^o C забележими пропорции на продуктите на делене се отделят от горивните частици и от горивните касети. Този ефект се увеличава при още по-високи температури и най-късно при около 2500^oC има масивни изпускания в първи контур. Температурите, при които възникват опасни изпускания, могат да бъдат достигнати в активната зона на всички големи и големи високотемпературни реактори поради аварии, без графитът да загуби своята механична консистенция. Следователно твърдението, че сривовете на ядрото не са възможни с HTR, е подвеждащо и не е от значение за механизмите за освобождаване.
• Eigenschaft: Отрицателен температурен коефициент на реактивност, т.е. намаляване на производството на електроенергия с повишаване на температурата.
• Коментар: Това свойство не е специфично за HTR, но присъства и в леководните реактори; без това свойство нито HTR, нито леководният реактор биха били одобрени. HTR по-специално се нуждае от отрицателен температурен коефициент на реактивност, тъй като в случай на случайно нагряване - за разлика от случая на реактора с лека вода - ефектът на забавителя се запазва. Освен това може да се каже, че температурният коефициент става все по-малко отрицателен с повишаване на температурата, че в същото време несигурността в познаването на неговия ход става все по-голяма и че над приблизително 1200^oC неговите стойности не са експериментално потвърдени. Друг особен недостатък на HTR е, че са възможни аварии с реактивност при бързо охлаждане.
• Eigenschaft: Вътрешен, фазово стабилен, неутронен физически неутрален охлаждащ хелий.
• Коментар: Правилно е охлаждащият газ да съдържа примеси, които могат да доведат до корозионни явления на горивните касети; следователно трябваше да се предвиди система за пречистване на газ, наред с други неща, за да се намалят тези примеси. Другите две свойства на хелия (фазова стабилност, неутронна физическа неутралност) са от малко значение. В противен случай като охлаждаща течност може да се използва само хелий.

Очертаните очевидни предимства за безопасност на HTR, разбира се, трябва също да бъдат сравнени с неговите специфични недостатъци и проблеми с безопасността. Някои от споменатите твърди положителни свойства се основават на избора на графит като модератор и структурен материал. Свойствата на графита също са отговорни за HTR-типичните и специфични за HTR възможности за аварии, а именно реакциите на графит-вода след аварии с проникване на вода (причинени от течове на парогенератор) и графитни пожари след инциденти с проникване на въздух. В случай на допълнителен отказ на необходимите функции за безопасност (напр. в случай на навлизане на вода: изключване на парогенератора, отстраняване на остатъчна топлина, спиране на реактора), тези инциденти не се контролират и могат да доведат до неконтролирани изпускания със значителни повреди в в близост до реактора. Поради причината, наред с други неща, че тези изпускания се извършват по-рано, отколкото след авария при чисто нагряване на активната зона, може да се предположи, че аварии, причинени от навлизане на вода и въздух, инициират доминиращите рискове аварийни процеси в HTR.

В допълнение към тези видове аварии, т. нар. аварии с реактивност, т.е. аварии, предизвикани от неизправности в системите за управление и спиране, допринасят значително за риска от аварии във високотемпературни реактори.

Може да се счита за сигурно, че лобито на HTR ще се позовава на разследванията на инциденти като част от процеса на одобрение за THTR-300 и анализите на безопасността на HTR на KFA (съоръжение за ядрени изследвания) Jülich, за да обоснове твърдението си, че споменатите инциденти се контролират или не водят до съответни повреди в близост до системата, дори ако други системи за безопасност се повредят. Трябва да се отбележи, че представените досега проучвания относно риска от аварии на високотемпературни реактори са временни, непълни, до голяма степен необезопасени и научно непоследователни. Преди дори да бъде възможен консенсус или дори да се стесни дисидентството, все още не са налице съществени елементи и предпоставки за научно-технически дискусионен процес. Б. критичния и независим преглед, проследимостта и достъпността на източниците.

Освен това е странно, че досега проучванията на риска са правени само върху HTR концепции, които или никога няма да бъдат реализирани (HTR-1160), или са съществували само на хартия (HTR-500, модул), но са единствените в Германия съществуващата широкомащабна HTR система, THTR-300, с изключение на повърхностно кратко проучване, няма разследване на риска.

Характеристики на THTR-300, които са неизгодни по отношение на безопасността

Свързаната с безопасността оценка на THTR-300 въз основа на неговите конструктивни характеристики и принципи на конструкцията - независимо от всякакви негативни изненади по време на въвеждане в експлоатация - разкрива редица свързани с безопасността неблагоприятни характеристики. На този етап не трябва да се извършва цялостна оценка на свързаната с безопасността конструкция на THTR-300. Само три конструктивни характеристики трябва да бъдат разгледани тук като примери, които не само изглеждат съмнителни от критична позиция, но също така се сблъскват с ядрените правила и разпоредби и така наречената философия за безопасност в ядрената технология. Освен това, като се вземат предвид разликите между леководните реактори (на които се основават основно ядрените разпоредби) и THTR-300, нарушаването на фундаменталните принципи на реакторната технология в THTR-300 става очевидно въз основа на следните примери.

Пример 1:

Двете системи за изключване не са достатъчно независими, не са разнообразни и не отговарят на изискванията, поставени към тях при всички работни състояния и неизправности. По този начин, противно на становището на Комисията по безопасност на реактора, системите за спиране не отговарят на критериите за безопасност на BMI за атомни електроцентрали (критерий 5.3.). От дълго време съществуват концепции за изключване, които са ясно и далеч по-добри от тези на THTR-300 по отношение на разнообразието, балансите на изключване и надеждността и които също са технически осъществими.

Пример 2:

THTR-300 няма независима система за аварийно охлаждане, както е предписано и внедрено за леководния реактор. Остатъчната топлина се отстранява с помощта на работния вентилатор и парогенератора. Между другото, предлаганият наследник на реактора HTR-500 трябва да бъде оборудван с два независими блока за отвеждане на остатъчната топлина.

Пример 3:

THTR-300 няма херметизация като леководния реактор, който се състои от газонепроницаем предпазен контейнер и бетонна обвивка. THTR-300 е оборудван само с (не херметична) така наречената сграда за защита на реактора (концепция за промишлено хале)

Конструктивни дефекти, които са излезли наяве до момента

В допълнение към дефицитите в безопасността, които са оправдани при проектирането на THTR-300, редица конструктивни дефекти и конструктивни грешки излязоха наяве в предишната фаза на въвеждане в експлоатация, някои от които са отговорни за инциденти и допълнителни проблеми с безопасността.

Пример 1:

Камъчето е по-компактно, отколкото се предполага в проекциите. Това има редица последствия:

• Когато прътите на сърцевината се преместват в камъчето с цел дългосрочно спиране, върху прътите действат увеличени сили, които са на границата на конструкцията.
• Надеждността на системата от сърцевина, която във всеки случай е неблагоприятна, се влошава още повече. Б. показа събитието от 23 ноември 11 г. (виж глава 1985).
• Резултатът е необходимостта от разхлабване на купчината камъчета чрез циркулацията й, което обаче не осигурява никакво средство за отстраняване, тъй като купчината камъчета се компресира многократно чрез преместване на пръта навътре.
• Степента на счупване на топката е много по-висока от изчислената. Докато в "Atomwirtschaft" (atw) от декември 1982 г. в статия на служители на високотемпературния реактор Construction GmbH се казва, че "за две години работа средно само един горивен елемент се смачква от прътите на активната зона", директорът на електроцентралата Glahe сега добавени 800 смачкани топки. Според друга информация вече са се счупили толкова много топки, че единият от двата контейнера, предвидени за задържане на счупената топка, е пълен; И двата резервоара заедно са проектирани да поемат счупването на топката, което се случва през целия експлоатационен живот на системата. ("Westfälische Anzeiger от 19 май 5 г. съобщава:" Почти година и половина след началото на пробната операция трябваше да бъдат премахнати 1987 (!) горивни елемента с размерите на тенис топка ... "; Хорст Блуме ).
• Неочаквано голямото натрупване на радиоактивно замърсен графит и горивен прах, както и метална абразия са причина за аварията на 4 май 5 г. Освен това проблемите възникват от замърсяване и натрупване на прах в много точки в системата. Освен всичко друго, това увеличава вероятността от повреда на клапана и друго оборудване. 

Пример 2:

Над определена мощност, топката вече не може да циркулира, тъй като повече топки не могат да бъдат изтеглени поради прекомерните сили на потока на потока на охлаждащия газ върху "сепаратора" на тръбата за извличане на топки. Това води до оперативни ограничения.

Пример 3:

Неправилното оразмеряване на изолацията в пръстена на парогенератора, както и неадекватното проектиране на вентилационната система могат да доведат до възникване на прекомерни температури в части от системата с определени мощности и определени външни температури.

Пример 4:

Поради неправилно насочване на потоците на първичния охлаждащ газ, производителността на охлаждане през ядрото е по-ниска от планираната поради наличието на така наречения байпас. В резултат на това не е възможно да се постигне пълно натоварване, което операторът вероятно ще се опита да избегне чрез допълнителни манипулации в активната зона на реактора.

Пример 5:

Така наречената реакторна защитна сграда не е херметична, така че отрицателното налягане, предназначено да намали възможните радиоактивни изпускания от реакторната зала в околната среда, не може да се натрупа навсякъде. Човек се опитва да овладее тази грешка чрез временни мерки за запечатване.

В допълнение към тези конструктивни недостатъци и недостатъци има редица други недостатъци, за които се твърди, че са били частично или напълно отстранени, напр. Б. теч в системата за охлаждане на облицовката и неизправност в системата за товарене. В момента не е възможно да се прецени дали тези и други грешки наистина са окончателно и напълно отстранени.

Инциденти в THTR-300

Разбира се, инцидентите в крайна сметка винаги са непредвидени и неочаквани събития, ако се оценяват като отделни събития. Независимо от това, когато се оценява списъкът с аварии на THTR-300, който е бил наличен до момента, трябва да се определи ретроспективно, че редица инциденти и/или видове аварии могат да бъдат проследени до недостатъци в дизайна и почти неизбежно да са възникнали. Списъкът на инцидентите включва следните събития:

23.11.1985:

Седем от четиридесет и двата основни пръта на системата за дългосрочно изключване не можаха да бъдат забити в пълната дълбочина на клъстера с камъчета, както беше планирано. Само използването на оперативното задвижване с къси ходове доведе до пълно прибиране. Действителната причина за тази частична повреда на системата на сърцевината се крие в увеличените сили на пръта в резултат на компресирания клъстер от камъчета. Информационната политика и опитите за обяснение от страна на оператора се оказаха неправдоподобни. (Например, вмъкването на сърцевините, разбира се, трябва да бъде гарантирано дори и без подаване на амоняк като "смазка", тъй като подаването на амоняк не е система за безопасност според разрешителното.)

04.05.1986:

Причината за тази авария с повишено радиоактивно изпускане може да се проследи до увеличеното натрупване на графит и горивен прах и абразия. След като клапан от страната на ниско налягане на буферната зона на системата за зареждане не се затвори поради замърсяване с прах и тази грешка не може да бъде отстранена дори с (нерадиоактивен) продухващ газ, операторът отвори клапана от първичната страна с цел прочистване. Значително количество радиоактивно замърсен първичен охлаждащ газ с прах се отделя директно и нефилтрирано през комина в околната среда през канала за освобождаване на налягането. В допълнение към радиологичните аспекти, това, което е особено тревожно при този инцидент, е, че хирургът е допуснал очевидна грешка и че поради дизайна и дизайна (поради липсата на блокировки) изобщо е възможно една грешка да предизвика директно освобождаване на първичен охлаждащ газ, което е В противен случай, в случай на допълнителна грешка (напр. поради допълнителна грешка в работата или неизправност на затварящата функция на клапана от първичната страна), почти пълна загуба на охлаждаща течност в околната среда може са се разширили.

В допълнение към тези два по-точно описани и публично известни, имаше редица други свързани със сигурността инциденти:

• Грешка в аварийното захранване
• Неизправности в измервателната техника и в контролното оборудване
• Процедурата за аварийно охлаждане NK 11 вече е задействана 45 пъти; това би означавало, че контингентът от 45 такива процедури за аварийно изключване на охлаждане за целия експлоатационен живот на системата вече ще бъде използван до една четвърт. 

Оценка

Специфичните за THTR-300 неблагоприятни свойства за безопасност, специалните конструктивни характеристики, известните до момента дефекти в конструкцията и резултатите от фазата на въвеждане в експлоатация до момента правят спешно необходимо THTR-300 да не се пуска отново. В противен случай по-нататъшни негативни изненади, трудности и инциденти са неизбежни. От гледна точка на безопасността (но също и поради икономически съображения) от оператора се изисква да прекрати опасния мащабен тест с THTR-300. Вече може да се направи изводът, че технологията на реактора с камъчелен слой се е провалила.

(Освобождаване на атомна радиация от началото на 1940-те години: виж INES - Международната рейтингова скала и списък на световните ядрени инциденти)

- Картата на ядрения свят -

От добив и преработка на уран, до ядрени изследвания, изграждане и експлоатация на ядрени съоръжения, включително аварии в атомни електроцентрали, до боравене с уранови боеприпаси, ядрени оръжия и ядрени отпадъци.
- По целия свят, почти, всичко с един поглед с Google Maps -

обратно към

Проучвания върху THTR

***

***

начало на страницата

***