Присъщи аварии и радиоактивни емисии на HTR линия!

Ново разследване (1) от учения Райнер Мурман за работата на ториевия високотемпературен реактор (THTR) AVR в Юлих, който беше спрян през 1988 г., не само поставя под въпрос цялата предишна официална архитектура за безопасност на тази реакторна линия, но и разтърсва изявления на международната ядрена общност за предимствата на новите реактори от поколение IV в техните Фондации.

Забележително е, че тази критика идва от учен, който прави редовни изследвания на линията HTR в Forschungszentrum Jülich в продължение на много години и публикува в нея (2). С безпрецедентна степен на откритост, тази „преоценка, свързана с безопасността“ е първата, която разкрива значителни проблеми в експлоатацията и текущия демонтаж на общия тестов реактор (AVR) в Юлих и се занимава със значително радиоактивно замърсяване. Ето резултатите в детайли:

„Тази работа се занимава основно с някои неадекватно публикувани, но свързани с безопасността проблеми на работата на AVR.“

„Охлаждащата верига на AVR е силно замърсена с метални продукти на делене (Sr-90, Cs-137), което води до значителни проблеми при текущото демонтиране. Степента на замърсяване не е точно известна, но оценката на експериментите за отлагане на продукти на делене предполага, че това замърсяване е достигнало няколко процента от инвентара на ядрото в края на експлоатацията и по този начин е с порядък по-високо от предварителните изчисления, а също и значително по-високо от замърсяването в големи LWR. Значителна част от това замърсяване е свързано с графитен прах и следователно е частично мобилен при аварии при намаляване на налягането, което трябва да се вземе предвид при оценките на безопасността на бъдещите реактори."

 

3. Недопустимо високите температури на сърцевината са причина за високи изпускания.
„Резултатът беше, че замърсяването на охладителната верига на AVR не беше основно причинено от неадекватно качество на горивния елемент, както се предполагаше по-рано, а по-скоро от недопустимо високи температури на сърцевината, което ускори значително изпусканията. Недопустимо високите температури на сърцевината бяха открити едва след 1 година преди да приключи окончателната операция на AVR, тъй като ядрото с камъче все още не е било инструментално. Максималните температури на сърцевината в AVR все още са неизвестни, но те са с повече от 200 K над изчислените стойности
невъзможно."

4. По време на работа парогенераторът е повреден.
„В допълнение, азимутални температурни разлики до 200 K бяха измерени на ръба на сърцевината, което вероятно може да се дължи на дисбаланс в производителността. От време на време се появяват нишки от горещ газ с температури над 1100 ° C, които биха могли да повредят парогенератора измерено над ядрото."

5. Работата на AVR беше опасна и ненадеждна. В резултат на това тези отрицателни свойства за безопасност могат да се очакват и в бъдещите реактори от поколение IV.
„Следователно нямаше безопасна и надеждна работа на AVR при температури на изхода на газ, подходящи за технологична топлина, както се приема като основа на развитието на VHTR с камъче легло в проекта Generation IV.“

6. HTR сферичните горивни елементи не могат да предотвратят изтичане на радиоактивност. Един мит се развенчава като лъжа.
„Проблемите със замърсяването на AVR са свързани и с факта, че непокътнатите горивни касети HTR не могат да се разглеждат като почти пълна бариера за метални продукти на делене, както за благородните газове. Металите дифундират в сърцевината на горивото, в покритията и в графита. Пробив през тези бариери се случва при дългосрочна нормална работа, когато определени температурни граници, специфични за продукта на делене, са превишени. Това е нерешена слаба точка в HTR, която не съществува в други реактори."

7. Има неконтролирано (!) разпределение на радиоактивни нуклиди по целия охладителен кръг.
„Друга слабо място на HTR, което допринесе за замърсяването на AVR, се дължи на факта, че нуклидите, освободени от горивните елементи в HTR, се разпределят по неконтролиран начин в целия охладителен кръг. Поради високите скорости на отлагане на химически реактивни продукти на делене в охладителните вериги на HTR, а именно, активността, освободена от горивните касети, не може да бъде премахната с помощта на система за почистване, както е стандартът в LWR.

 

Коментар: Сега знаем защо операторите на THTR Hamm се противопоставиха на нашето искане за нуклиден регистър толкова яростно след спирането му. Допълнително бедствие щеше да стане очевидно и публично!

8. Настъпи проникване на вода. Те трябва да бъдат елиминирани в бъдеще чрез допълнителни устройства.
"В случай на навлизане на вода, проникването на течна вода в камъчето, както се случи при авария с AVR, трябва да бъде конструктивно изключено, за да се предотврати възможен положителен празен коефициент на реактивност с промяна на реактивността."

9. Газонепроницаем контейнер (безопасен контейнер) липсва напълно, но е абсолютно необходим.
„Критериите за максимално поносима натрупана активност в охладителната верига HTR са разработени на базата на немските наредби за проектни аварии, както и на базата на изискванията от поддръжка и демонтаж. Прилагането на тези критерии към реакторите с камъче легло води до извода че газонепропускливото задържане е необходимо, дори ако не се предполагат прекомерни температури на сърцевината."

10. В своето изследване авторът обсъжда дали в интерес на безопасността като цяло трябва да се въздържат от температури на горещ газ в бъдеще. С други думи: Много високотемпературният реактор (VHTR), който беше особено предпочитан в поколение IV, създава особено голям брой проблеми, които все още предстои да бъдат решени. „Много обширна програма за научноизследователска и развойна дейност“ би била незаменима за това, преди да бъдат предприети по-нататъшни стъпки.

11. По-нататъшното развитие на реактора с камъчен слой ще бъде много скъпо и поради това икономическите рискове трябва да бъдат прецизно оценени предварително. Струва ли си дори огромните усилия?
„Един екстензивно инструментиран експериментален реактор с камъче би бил незаменим за решаването на тези проблеми. Преди да започне програма за научноизследователска и развойна дейност от този размер, трябва да се извърши проучване за осъществимост, включително оценка на разходите, за да се определи количествено икономическия риск от това развитие. "

12. Всички предишни проучвания за безопасност на HTR са били неадекватни и твърде оптимистични в своите заключения.
„По отношение на извънпроектните аварии, проблемите с безопасността в случай на проникване на въздух/пожар в ядрото все още не са разрешени адекватно. Сравнително проучване на безопасността на HTR с камъчета, блок-HTR и поколение III LWR би било полезно за получите по-надеждно изявление за сигурността на настоящите концепции за HTR с камъче: от днешна гледна точка, по-ранните проучвания за безопасност за реактори с камъче трябва да се разглеждат като твърде оптимистични.

 

След публикуването на това критично изследване в рамките на изследователския център в Юлих може да има само едно търсене: Няма повече евро за изследвания на HTR и поколение IV; няма изграждане на PBMR в ЮАР, което да има точно споменатите проблеми!

 

1. Райнер Мурман: "Преоценка, свързана с безопасността на работата на реактора с камъче легло AVR и заключения за бъдещи реактори". Доклади от Forschungszentrum Jülich, 4275. ISSN 0944-2952.

2. Предишни публикации на Райнер Мурман относно проблема с HTR:
1999: Moormann, Hinssen, Latge: "Окисление на въглеродни материали за иновативни енергийни системи (HTR, термоядрен реактор): състояние и по-нататъшни нужди". Статия в книга. 11 страници.
1999: Moormann, Schenk, Verorden: „Оценка на изходния период за малките HTRs; немски подход Процедури от 1-ва среща на проучването за основни изследвания в областта на високотемпературното инженерство (включително проучвания за безопасност)“. Статия в книга. 9 страници.
2004: Kühn, Hinssen, Moormann: „Разлики между поведението на окисляване на графитите на матрицата на горивния елемент A3 във въздуха и в парата и нейното значение за развитието на аварии в HTRs“. Proceedings of the ICAPP 04, Питсбърг, САЩ
2004: Moormann, Hinssen, Kühn: "Оксидационно поведение на графит с матрица на горивния елемент HTR в кислород в сравнение със стандартен ядрен графит". В: Ядрено инженерство и проектиране, 277 (2004), стр. 281-284