حوادث ذاتی و انتشار رادیواکتیویته از خط HTR!

تحقیق جدید (1توسط دانشمند Rainer Moormann در مورد عملکرد رآکتور توریم با دمای بالا (THTR) AVR در Julich که در سال 1988 تعطیل شد، نه تنها کل معماری ایمنی رسمی قبلی این خط راکتور را زیر سوال می برد، بلکه لرزه ای نیز می اندازد. بیانیه های جامعه هسته ای بین المللی در مورد مزایای راکتورهای نسل چهارم جدید در بنیاد آنها.

شایان ذکر است، این انتقاد از سوی دانشمندی می آید که سال هاست در Forschungszentrum Jülich به طور منظم در مورد خط HTR تحقیق می کند و در مورد آن منتشر می کند.2). این "ارزیابی مجدد مرتبط با ایمنی" با درجه باز بودن بی‌سابقه‌ای، اولین موردی است که مشکلات قابل‌توجهی را در عملیات و برچیدن راکتور آزمایشی عمومی (AVR) در Julich نشان می‌دهد و به آلودگی رادیواکتیو قابل توجهی رسیدگی می‌کند. در اینجا نتایج به تفصیل آمده است:

"این کار عمدتاً به برخی از مشکلات منتشر شده ناکافی اما مرتبط با ایمنی در عملیات AVR می پردازد."

مدار خنک کننده AVR به شدت با محصولات شکافت فلزی (Sr-90، Cs-137) آلوده شده است، که منجر به مشکلات قابل توجهی در برچیدن فعلی می شود. میزان آلودگی دقیقاً مشخص نیست، اما ارزیابی آزمایش های رسوب محصول شکافت است. نشان می دهد که این آلودگی در پایان عملیات به چند درصد از موجودی هسته ای رسیده است و بنابراین نسبت به محاسبات اولیه و همچنین به طور قابل توجهی بیشتر از آلودگی در LWR بزرگ است. بخش قابل توجهی از این آلودگی به گرد و غبار گرافیت و بنابراین در حوادث کاهش فشار تا حدی متحرک است که باید در ارزیابی ایمنی راکتورهای آینده مورد توجه قرار گیرد.

 

3. دمای غیر قابل قبول بالای هسته دلیل انتشار زیاد است.
"نتیجه این بود که آلودگی مدار خنک کننده AVR اساساً ناشی از کیفیت نامناسب عنصر سوخت نیست، همانطور که قبلاً فرض می شد، بلکه ناشی از دمای غیرمجاز بالای هسته بود که انتشار را به میزان قابل توجهی تسریع می کرد. دمای غیرمجاز بالای هسته تنها در 1 سال کشف شد. قبل از پایان عملیات نهایی AVR، زیرا هسته خوشه سنگریزه هنوز قابل استفاده نبوده است. حداکثر دمای هسته در AVR هنوز ناشناخته است، اما بیش از 200 K بالاتر از مقادیر محاسبه شده بود.
ممکن نیست."

4. مولد بخار در حین کار آسیب دید.
"علاوه بر این، اختلاف دمای آزیموتالی تا 200 کلوین در لبه هسته اندازه گیری شد، که احتمالاً می تواند به عدم تعادل عملکرد نسبت داده شود. رشته های گاز داغ با دمای بالاتر از 1100 درجه سانتیگراد، که می توانست به مولد بخار آسیب برساند، گاهی اوقات ایجاد می شود. بالای هسته اندازه گیری می شود."

5. عملیات AVR ناامن و غیر قابل اعتماد بود. در نتیجه، این ویژگی های ایمنی منفی را می توان در راکتورهای نسل چهارم آینده نیز انتظار داشت.
بنابراین هیچ عملیات AVR ایمن و قابل اعتمادی در دمای خروجی گاز مناسب برای گرمای فرآیند وجود نداشت، همانطور که به عنوان پایه توسعه VHTR بستر سنگریزه در پروژه نسل چهارم فرض شد.

6. مجموعه های سوخت کروی HTR نمی توانند از خروج رادیواکتیویته جلوگیری کنند. یک افسانه به عنوان یک دروغ افشا می شود.
"مشکلات آلودگی AVR همچنین به این واقعیت مربوط می شود که مجموعه های سوخت HTR دست نخورده نمی توانند مانند گازهای نجیب به عنوان یک مانع تقریباً کامل برای محصولات شکافت فلزی در نظر گرفته شوند. فلزات در هسته سوخت، در پوشش ها و در گرافیت پخش می شوند. پیشرفت در این موانع در عملیات عادی طولانی مدت زمانی رخ می دهد که از محدودیت های دمایی خاص برای محصول شکافت فراتر رود. این یک نقطه ضعف حل نشده در HTR است که در راکتورهای دیگر وجود ندارد.

7. توزیع کنترل نشده (!) هسته های رادیواکتیو در کل مدار خنک کننده وجود دارد.
یکی دیگر از نقاط ضعف HTR که به آلودگی AVR کمک می کند به این دلیل است که هسته های آزاد شده از عناصر سوخت در HTR به صورت کنترل نشده در کل مدار خنک کننده توزیع می شوند. به دلیل نرخ بالای رسوب محصولات شکافت واکنش پذیر شیمیایی. در مدارهای خنک‌کننده HTR، فعالیت آزاد شده از مجموعه‌های سوخت را نمی‌توان با استفاده از یک سیستم تمیزکننده حذف کرد، همانطور که استاندارد LWR است.

 

نظر: اکنون ما می دانیم که چرا اپراتورهای THTR Hamm پس از خاموش شدن آن به شدت در برابر درخواست ما برای ثبت نوکلید مقاومت کردند. یک فاجعه اضافی آشکار و عمومی می شد!

8. ورود آب صورت گرفت. اینها باید در آینده توسط دستگاه های اضافی حذف شوند.
"در صورت ورود آب، نفوذ آب مایع به درون سنگریزه، همانطور که در یک حادثه AVR اتفاق افتاد، باید از نظر ساختاری حذف شود تا از ضریب خالی مثبت احتمالی واکنش پذیری با حرکت واکنش پذیری جلوگیری شود."

9. محفظه ضد گاز (ظرف ایمنی) کاملاً وجود ندارد، اما کاملاً ضروری است.
"معیارهایی برای حداکثر فعالیت انباشته شده قابل تحمل در مدار خنک کننده HTR بر اساس قوانین آلمان برای حوادث طراحی و همچنین بر اساس الزامات مربوط به تعمیر و نگهداری و برچیدن ایجاد شده است. کاربرد این معیارها در راکتورهای بستر سنگریزه منجر به این نتیجه می شود. حتی اگر دمای هسته بیش از حد در نظر گرفته نشده باشد، محفظه‌ی ضد گاز ضروری است.»

10. نویسنده در مطالعه خود به این موضوع می پردازد که آیا به منظور ایمنی، به طور کلی باید از دمای گاز داغ در آینده خودداری کرد یا خیر. به عبارت دیگر: راکتور با دمای بسیار بالا (VHTR) که به ویژه در نسل چهارم مورد توجه قرار گرفت، تعداد زیادی از مشکلات را ایجاد می کند که هنوز حل نشده اند. قبل از برداشتن گام‌های بعدی، یک "برنامه تحقیق و توسعه بسیار گسترده" برای این امر ضروری است.

11. توسعه بیشتر راکتور بستر سنگریزه ای بسیار گران خواهد بود و بنابراین خطرات اقتصادی باید از قبل به طور دقیق برآورد شوند. آیا تلاش عظیم حتی ارزش آن را دارد؟
"یک راکتور بستر سنگریزه ای آزمایشی با ابزار گسترده برای حل این مشکلات ضروری است. قبل از شروع یک برنامه تحقیق و توسعه با این اندازه، یک مطالعه امکان سنجی شامل تخمین هزینه ها باید انجام شود تا کمی ریسک اقتصادی این توسعه را تعیین کند. "

12. تمام مطالعات قبلی ایمنی HTR در نتیجه گیری های خود ناکافی و بسیار خوش بینانه بوده است.
"با توجه به حوادث فراتر از طراحی، مشکلات ایمنی در مورد ورود هوا / آتش سوزی هسته هنوز به اندازه کافی حل نشده است. مطالعه ایمنی مقایسه ای HTR شمع سنگریزه، بلوک-HTR و نسل III LWR مفید خواهد بود. یک بیانیه قابل اعتمادتر در مورد امنیت مفاهیم فعلی HTR شمع سنگریزه دریافت کنید: از دیدگاه امروزی، مطالعات ایمنی قبلی برای راکتورهای بستر سنگریزه باید بیش از حد خوش بینانه تلقی شود.

 

پس از انتشار این مطالعه انتقادی در چارچوب مرکز تحقیقات یولیخ، تنها یک تقاضا می‌تواند وجود داشته باشد: دیگر هیچ یورویی برای تحقیقات HTR و نسل چهارم وجود ندارد. عدم ساخت PBMR در آفریقای جنوبی که دقیقاً مشکلات ذکر شده را خواهد داشت!

 

1. Rainer Moormann: "ارزیابی مجدد مربوط به ایمنی عملکرد راکتور بستر سنگریزه ای AVR و نتیجه گیری برای راکتورهای آینده". گزارش ها از Forschungszentrum Jülich، 4275. ISSN 0944-2952.

2. انتشارات قبلی توسط Rainer Moormann در مورد مشکل HTR:
1999: Moormann, Hinssen, Latge: "اکسیداسیون مواد مبتنی بر کربن برای سیستم های انرژی نوآورانه (HTR، راکتور همجوشی): وضعیت و نیازهای بیشتر". مقاله در یک کتاب 11 صفحه.
1999: Moormann, Schenk, Verorden: "تخمین اصطلاح منبع برای HTRs با اندازه کوچک؛ یک رویکرد آلمانی مجموعه مقالات اولین جلسه بررسی در مورد مطالعات پایه در زمینه مهندسی دمای بالا (از جمله مطالعات ایمنی)". مقاله در یک کتاب 1 صفحه.
2004: Kühn, Hinssen, Moormann: "تفاوت بین رفتار اکسیداسیون گرافیت های ماتریس عنصر سوخت A3 در هوا و بخار و ارتباط آن با پیشرفت تصادف در HTR". مجموعه مقالات ICAPP 04، پیتسبورگ، ایالات متحده
2004: Moormann, Hinssen, Kühn: "رفتار اکسیداسیون گرافیت ماتریس عنصر سوخت HTR در اکسیژن در مقایسه با یک گرافیت هسته ای استاندارد". در: مهندسی و طراحی هسته ای، 277 (2004)، صفحات 281-284