Faculty of Engineering, Blekinge Institute of Technology, 371 79 Karlskrona, Sweden
Master of Science in Mechanical Engineering
May 2019
Förhindra härdsmältningsförlopp
Vatteninmatningsflöde som hindrar tankgenomsmältning
ii
This thesis is submitted to the Faculty of Engineering at Blekinge Institute of Technology in partial fulfilment of the requirements for the degree of Master of Science in Mechanical Engineering. The thesis is equivalent to 20 weeks of full-time studies.
The authors declare that they are the sole authors of this thesis and that they have not used any sources other than those listed in the bibliography and identified as references. They further declare that they have not submitted this thesis at any other institution to obtain a degree.
Contact Information:
Author: Anton Tuvesson
E-mail: Ante14@student.bth.se
University advisor:
Ansel Berghuvud
TIMA
Faculty of Engineering
Blekinge Institute of Technology
SE-371 79 Karlskrona, Sweden
i
ABSTRACT
The master thesis deals with problems that arise during nuclear meltdown in a nuclear powerplant of the type boiling water reactor. The work will be used as guidelines for strategies developed by Severe Accident Management Guidelines (SAMG), this master thesis is a sub-element in the development of strategies for mastering the various phenomena that arise during a meltdown.
The purpose of the work is to investigate limitations for maintaining the reactor tank intact during the meltdown by, examining the minimum amount of water needed to avoid the meltdown getting through the reactor tank. Examining the cases that lead to meltdown and group them according to the event sequences. Examine the metal/water-reaction that occurs when the core becomes over 800°C and examine if the cases can be grouped into event sequences.
Methods used in the master thesis is PSA-analysis, event development threes, theoretical calculations and MAAPv5.03.
The result describes the groupings of the cases ending in meltdown and the groupings of the
metal/water-reaction of the various cases. The result also describes a minimum flow that is required to prevent meltdown of getting through the reactor tank and flow up to a 100 kg/s.
The conclusion of the master thesis is that cases can be grouped according to event sequences and the influence of the metal/water-reaction, the groupings save time in the event of a breakdown. In each group the most difficult case was calculated so that the lowest flow to prevent the meltdown from getting through the reactor tank was presented among with different flows up to 100 kg/s.
Future work should investigate the pressure and hydrogen gas created by the water input and its influence on the reactor inclusion.
Keywords:
Boiling water reactor Core cooling
Core meltdown Water input
ii
SAMMANFATTNING
Examensarbetet behandlar problematik som uppstår vid härdsmältningsförlopp i en kärnkraftsreaktor av typen kokvattensreaktor. Resultatet ska användas som riktlinjer till strategier som utvecklas av Severe Accident Management Guidelines (SAMG) där arbetets uppdrag är ett delmoment i framtagning av strategier för att bemästra de olika fenomen som uppstår vid härdsmälta. Syftet med arbetet är att undersöka begränsningar för att bevara reaktortanken intakt vid haveri, genom att undersöka den minsta mängd vatten som behövs för att undvika tankgenomsmältning. Undersöka fallen som leder till härdsmälta och gruppera dem efter händelsesekvenser. Undersöka metall/vatten-reaktionen som uppstår då härden blir över 800°C och undersök om fallen kan grupperas i händelsesekvenser.
Metoder som används i arbetet är PSA-dokumentation, händelseutvecklingsträd, teoretiska beräkningar och MAAPv5.03.
Resultatet beskriver att grupperingar av fallen som slutar i härdsmälta och grupperingar av
metall/vatten-reaktionen hos de olika fallen kan genomföras. Resultatet beskriver även ett minsta flöde som kan föras in i reaktortanken för att hindra tankgenomsmältning och flöden upp till 100 kg/s så det finns resultat för olika flöden beroende på vilka kylmedel som är tillgängliga.
iii
Innehållsförteckning
ABSTRACT ... I SAMMANFATTNING ... II 1 INLEDNING ... 1 1.1 SYFTE ... 2 1.2 FRÅGESTÄLLNINGAR ... 2 1.3 AVGRÄNSNINGAR ... 31.4 FÖRKLARNINGAR TILL FÖRKORTNINGAR & ORD ... 4
2 BAKGRUND... 6 2.1 TIDIGARE FORSKNING ... 6 2.2 GRUNDLÄGGANDE OM KÄRNKRAFT ... 8 2.2.1 Huvudprocessen kokvattensreaktor ... 9 2.2.2 Resteffekt ... 11 2.2.3 De olika barriärerna ... 13 3 SYSTEMBESKRIVNING ... 20 3.1 HÄRDENS KYLNING ... 20 3.1.1 Oberoende system ... 20 3.2 FRILAGDHÄRD ... 24 3.2.1 Metall/vatten-reaktion ... 24
3.2.2 Energi lagrad i reaktortankens materialstruktur ... 29
3.2.3 Återflödning av överhettad härd ... 30
3.3 PSA-DOKUMENTATION ... 32
3.3.1 Härdskadekategorier enligt nivå 1 ... 33
3.3.2 Beteckningar vid nivå 2 ... 33
3.3.3 Stationstillstånd PSA nivå 2 ... 34
3.4 MODULAR ACCIDENT ANALYSIS PROGRAM (MAAP) ... 35
3.4.1 Teori bakom MAAP-beräkningarna ... 36
4 METOD ... 37
4.1 HUR KAN DE SCENARION SOM SLUTAR I HÄRDSKADA DELAS IN I HÄNDELSESEKVENSER? ... 37
4.1.1 Hur likt är de indelade händelsesekvensindelningarna jämfört med grupperingarna ifrån PSA-dokumentationen? ... 37
4.2 HUR PÅVERKAR ZIRKONIUM-OXIDATIONEN DE OLIKA SCENARIONA SOM SLUTAR I HÄRDSKADA? ... 38
4.2.1 Hur kan zirkonium-oxidationen indelas i händelsesekvenser? ... 38
4.3 HUR STORT ÄR TIDSINTERVALLET DÄR DET GÅR ATT HÄVA ETT HÄRDSMÄLTNINGSFÖRLOPP OCH BEHÅLLA BARRIÄREN REAKTORTANK INTAKT.HUR STORT MÅSTE FLÖDET VARA FÖR ATT HÄVA HÄRDSMÄLTNINGSFÖRLOPPET? ... 38
4.3.1 Beräkningar från teorin ... 39
4.3.2 Beräkningar från MAAP ... 39
5 RESULTAT ... 41
5.1 HUR KAN DE SCENARION SOM SLUTAR I HÄRDSKADA DELAS IN I HÄNDELSESEKVENSER? ... 41
5.1.1 Hur likt är de indelade händelsesekvensindelningarna jämfört med grupperingarna i PSA-dokumentationen? ... 41
5.2 HUR PÅVERKAR ZIRKONIUM-OXIDATIONEN DE OLIKA SCENARIONA SOM SLUTAR I HÄRDSKADA? ... 42
5.2.1 Hur kan zirkonium-oxidationen indelas i händelsesekvenser? ... 44
5.3 HUR STORT ÄR TIDSINTERVALLET DÄR DET GÅR ATT HÄVA ETT HÄRDSMÄLTNINGSFÖRLOPP OCH BEHÅLLA BARRIÄREN REAKTORTANK INTAKT.HUR STORT MÅSTE FLÖDET VARA FÖR ATT HÄVA HÄRDSMÄLTNINGSFÖRLOPPET? ... 54
5.3.1 Beräkningar från teorin ... 54
5.3.2 Beräkningar från MAAP ... 58
6 ANALYS OCH DISKUSSION ... 119
iv
6.1.1 Hur likt är de indelade händelsesekvensindelningarna jämfört med grupperingarna i
PSA-dokumentationen? ... 119
6.2 HUR PÅVERKAR ZIRKONIUM-OXIDATIONEN DE OLIKA SCENARIONA SOM SLUTAR I HÄRDSKADA? ... 120
6.2.1 Hur kan zirkonium-oxidationen indelas i händelsesekvenser? ... 121
6.3 HUR STORT ÄR TIDSINTERVALLET DÄR DET GÅR ATT HÄVA ETT HÄRDSMÄLTNINGSFÖRLOPP OCH BEHÅLLA BARRIÄREN REAKTORTANK INTAKT.HUR STORT MÅSTE FLÖDET VARA FÖR ATT HÄVA HÄRDSMÄLTNINGSFÖRLOPPET? ... 122
6.3.1 Bevisa teoretiska beräkningar ... 122
6.3.2 Hur stort spädmatningsflöde krävs för att förhindra tankgenomsmältning? ... 122
6.3.3 Finns det ett tidsintervall för hur lång tid det finnas för att hindra tankgenomsmältning? ... 124
7 SLUTSATS OCH FRAMTIDA ARBETEN ... 125
REFERENSER ... 126
APPENDIX ... 130
FIGURFÖRTECKNING ... 130
1
1
INLEDNING
Examensarbetet är utfört hos OKG1 i Oskarshamn, arbetet är ett delmoment i framtagningen av
strategier för att mildra och begränsa haveriförloppet i en reaktorhärd som förlorat härdkylningen och börjat smälta. Strategierna kallas Severe Accident Management Guidelines (SAMG), beskrivs i (IAEA, 2019), vars uppgift är riktlinjer för att bemästra de olika fenomen som uppstår vid reaktorhaveri.
Arbetet genomförs för att OKG och Forsmark fick nya krav på strategierna som hanterar
reaktorhaverier efter Fukushima 2011. Kravet utfärdades utav strålsäkerhetsmyndigheten 2017, kravet gällde reaktorerna 03 i Oskarshamn och F3 i Forsmark, vilket är likadana reaktorer.
Strålskyddsmyndighetens beslut var att senast år 2020 skapa en förnyad plan på vilka åtgärder som ska tas och hur svåra haverier ska hanteras, beslutet beskrivs i (Strålskyddsmyndigheten, 2017).
Delmomentet som genomförs i examensarbetet är viktigt för SAMG:s strategier, beskrivs i (IAEA, 2009), då det hanterar strategin som beskriver; tillföra vatten till reaktortanken för att begränsa härdskadorna eller i alla fall behålla härdsmältan i reaktortanken. Det är ett viktigt delmoment då det inte har genomförts på den här detaljnivån innan på en Asea-atom BWR 75 reaktor.
För att bygga en förståelse kring kärnkraft och problematiken som undersöks i arbetet så beskriver rapporten grunder i kärnkraft, grunder med avseende på härdkylning och hur det fungerar hos ett kärnkraftverk, samt de olika systemfunktioner som är relevanta i arbetet. Källor och visa moment i arbetet är anläggningsspecifika så OKG måste kontaktas för ytterligare information då vissa uppgifter är intern information eller intern information med begränsad spridning, det kan vara kursmaterial, anläggningsspecifika beskrivningar och interna rapporter.
Syftet med arbetet är att presentera och undersöka flöden som ska kunna hindra tankgenomsmältning samt vilka tidsintervallet det finns på att agera. Arbetet avgränsas till reaktortypen BWR75 då det är den reaktor kravet från strålskyddsmyndigheten gäller.
Arbetet genomförs med metoderna och tidigare forskningen; PSA2-dokumentation och
händelseutvecklingsträd och MAAP3 v5.03. Arbetet kommer även innehålla teoretiska beräkningar
från termodynamik.
Metodiken för att lösa problemet är att undersöka om det finns någon form av händelsesekvenser av de scenarion som skapar härdskada.
Undersök hur scenariona eller de eventuella grupperingarna av händelsesekvenser beter sig vid härdsmälta, undersök om mängden zirkonium vid de olika scenariona eller eventuella
händelsesekvenserna är olika och hur tidsintervallet där härdsmältningsförloppet kan avbrytas ser ut. Ta reda på hur mycket vatten som måste matas in för att återfylla och kyla en oxiderande, överhettad och eventuellt skadad härd, inom tidsförloppet att återkyla reaktorhärden och bevara barriären reaktortank intakt.
Presentera resultat i nyckelparametrar, grafer och tabeller så att de kan nyttjas av OKG genom SAMG, till att möta kraven från strålskyddsmyndigheten. Resultatet från undersökningen kan nyttjas globalt på andra kokvattensreaktorer i världen om justeringar genomförs så att beräkningsmodellen för det gällande kärnkraftverket i MAAP används. Själva processen som används i det här arbetet fungerar att använda i övrigt då det finns PSA-dokumentation och händelseutvecklingsträd för alla kärnkraftverk.
1 OKG står för Oskarshamnsverkets Kraftgrupp. 2 Probabilistisk säkerhetsanalys
2
1.1 Syfte
Syftet med arbetet är att undersöka begränsningarna för att återkyla och bevara barriären reaktortank intakt vid en haverisekvens där reaktorhärden förlorar sin kylning. Arbetet skall utforska om de fall som slutar i härdskada kan delas in i händelsesekvenser och om zirkonium-oxidationen kan delas in i händelsesekvenser. Hur mycket vatten som minst behöver tillföras efter att reaktorhärden förlorat sin kylning för att hindra tankgenomsmältning.
Resultat kan bestå av ett antal nyckelparametrar, grafer eller annat hjälpmedel. Resultatet ska användas som hjälp vid svåra haverier och vara ett hjälpmedel på hur man ska gå tillväga för att återkyla reaktorhärden och bevara barriären reaktortank intakt.
1.2 Frågeställningar
Hur kan de scenarion som slutar i härdskada delas in i händelsesekvenser?
Hur likt är de indelade händelsesekvensindelningarna jämfört med grupperingarna i PSA-dokumentationen?
Hur påverkar zirkonium-oxidationen de olika scenariona som slutar i härdskada?
Hur kan zirkonium-oxidationen indelas i händelsesekvenser?
3
1.3 Avgränsningar
Arbetet är avgränsat till kokvattensreaktorer, resultatet från arbetet kommer vara på kokvattensreaktor Asea-atom BWR 75, anledningen till avgränsningen är att kravet från strålskyddsmyndigheten gäller Asea-atom BWR 75 reaktorn.
För att genomföra arbetet har information som är klassat som intern information och intern
information med begränsad spridning används; kursmaterial, anläggningsspecifika beskrivningar och interna rapporter.
För att få dela arbetet så har justeringar och generaliseringar genomförts på information och bilder där informationen som beskrivs som är känsligt. Justeringarna som är gjorda på ett sådant sett att
informationen ska kunna beskriva arbetet utan att beskriva anläggningen och dess system på ett sådant sätt att systemen kan återskapas av utomstående intressenter samt att informationen inte ska kunna hjälpa till vid sabotageförsök på ett kärnkraftverk. Delar av rapporten som blivit justerade och generaliserade är information och visa bilder kring säkerhetssystemen och kylsystemen, dessa delar kommer hänvisas som källa med begränsad spridning. Delar vars information inte kan delas är PSA-dokumentation för alla fall samt dess händelseutvecklingsträd, denna information är mycket känslig och kan inte spridas.
Arbetet hanterar en del av problematiken vid återkylning av en överhettad, frilagd och till vis del skadad härd och är begränsat till påverkan på reaktorhärd och reaktortank vid vattentillförsel med olika flöden vid olika tidpunkter. Beräkningarna i detta arbete är begränsade till de tre första barriärerna bränsle, kapsling och framförallt reaktortanken. Arbetet tar inte hänsyn till påverkan på reaktorinneslutningen samt reaktorbyggnaden.
Att exakt kunna räkna ut de olika förloppen matematiskt är problematiskt då det är en process där ett antal parametrar hela tiden ändrar sig, att genomföra exakta beräkningar för hand är inte genomförligt på grund av det. Eftersom resultaten ska komma att gå vidare till SAMG:s guider vid haveri är resultaten från MAAP de som är betydelsefulla. MAAP räknar alla händelser under haveriförloppet i stegberäkningar vilket de teoretiska beräkningarna inte kan göra. De teoretiska beräkningarna i rapporten ska ses som en grund på att det finns en förståelse i hur MAAP fungerar och vad MAAP bildar för resultat.
I MAAP-beräkningarna har vattentillförsel till reaktortanken etablerats och det huvudsakliga målet i arbetet är att finna flöden och tidsintervaller där tankgenomsmältning förhindras. Det är den strategin hos SAMG som arbetet behandlar.
Flödet in till tanken kommer ske via högtryckspumparna med vatten från kondensationsbassängen eller externt vatten, då det ger pålitligast flöde. Fokuset är att undersöka det flödet vatteninmatningen måste tillföra för att hindra tankgenomsmältning. Metoderna för att ta fram flödena i kärnkraftverket finns det riktlinjer för och är inte aktuella för undersökningen. Arbetet avgränsas från val av pumpar beroende av situation utan använder högtryckspumpar då de ger ett stabilt flöde och förutsättningar till undersökningen.
För att utföra MAAP-beräkningar med högtryckspumparna från kondensationsbassängen så krävs det att sprinklersystemet som kyler kondensationsbassängen är aktiverat och fungerande, annars kommer inte högtryckspumparna att fungera då kondensationsbassängen blir för varm4. Förutsättningen för att
starta högtryckspumpar är att det finns spänningsmatning till den anläggningsdelen. Finns det spänningsmatning så kommer även det finnas spänningsmatning så att sprinklersystemet som kyler kondensationsbassängen fungerar.
4
1.4 Förklarningar till förkortningar & ord
ATWS
Anticipated Transients Without Scram, uteblivet snabbstopp
CCI
Common Cause Initiator, En händelse som förorsakar en störning i anläggningen och även påverkar de säkerhetssystem som är tänkta att avhjälpa denna störning.
EPRI
Electric Power Research Institute
Händelsesekvens
En beskrivning om ordningen för olika händelser i PSA-dokumentationen som utmanar barriärerna inträffar.
IAEA
International Atomic Energy Agency.
LOCA
Loss Of Coolant Accident, kylmedelshaveri innebär ett ång/vatten-läckage från reaktortanken.
OKG Oskarshamnsverkets Kraftgrupp. PSA Probabilistisk säkerhetsanalys PS-principen Pressure-suppression RAMA
Reactor Accident Mitigation System - Omgivningsskydd. Beskrivs i 2.2.1
SAMG
Severe Accident Management Guidlines
Spädmatning
Den mängd vatten som krävs att pumpa in för att kyla bränslet i reaktorn.
Skalventiler
Ventiler på rörsystem som vid stängt läge isolerar reaktorinneslutningen från reaktorbyggnaden. Normalt finns det alltid en inre skalventil (sitter inne i reaktorinneslutningen) och en yttre skalventil (sitter direkt utanför reaktorinneslutningen).
Stationstillstånd
De tillstånd som i PSA-nivå 1 leder till härdskada. Beskrivs i kap 3.3.
Underkritisk
Begreppet underkritisk innebär att vara ”ej i stånd att upprätthålla en självständig kedjereaktion”.
YLOCA
5
Zirkaloy
Metallegering av zirkonium som finns i härden.
Zirkonium
6
2
BAKGRUND
2.1 Tidigare forskning
I kärnkraftsammanhang har enda sedan Oskarshamn 1 startades 1972 säkerheten varit i fokus då problematiken med att reaktorhärden utvecklar en relativt stor resteffekt som måste kylas bort även om reaktorn har stoppats. På 1970-talet var industrin övertygade om att eftersom flera oberoende system fanns för att kyla bort resteffekten kunde inte en härdsmältning inträffa. Detta var dock omdiskuterat och debatterades hela andra halvan av 1970-talet.
En undersökning genomfördes år 1975 som kallas för Rasmussen rapporten eller WASH-1400, beskrivs i (WASH-1400, 1975). Rapporten behandlade frågan om dåtidens kärnkraftverk var säkra, forskningsgruppen led av professor Norman Rasmussen genomförde undersökningar om vad som skulle ske och vilka problem som skulle uppstå om en allvarlig kärnkraftsolycka inträffar. I undersökningen genomfördes antaganden och estimationer på hur allvarliga radioaktiva konsekvenser som kan uppstå till följd av haveri och hur stor sannolikheten var att sådana haverier kan uppstå. I undersökningen använde sig forskarna utav haveriutvecklingsträd och PSA (Probabilistic Risk Assessment). Trots alla osäkerheter kring Rasmussen rapporten pga. grova antaganden så ansågs undersökningen vara det bästa hjälpmedlet från dåvarande tidsperioden.
PSA-dokumentation och haveriutvecklingsträd är metoder och tidigare forskning som kommer att nyttjas i det här arbetet och i undersökningarna för att kunna besvara forskningsfrågorna.
År 1979 skedde en härdsmälta på en tryckvattenreaktor i Three mile Island (TMI) i USA, beskrivs i (A Brief Review of the Accident at Three Mile Island), anledningen till olyckan skedde pga. utebliven härdkylning. Orsaken till den uteblivna härdkylningen var en serie av systemfel tillsammans med tvivelaktig läsning och besluttagning av operatörer, vilket ledde till
att stora delar av härden smälte och hamnade i botten på reaktortanken som dock förblev intakt. Incidenten på Three Mile Island (TMI) var lärorik för världen, följderna av olyckan beskrivs i
(Strålsäkerhetsmyndigheten, 2019). Olyckan visade att svåra olyckor kan inträffa på ett kärnkraftverk, något som forskare innan trodde var omöjligt. Som följd av olyckan så blev kraven på kärnkraftverk runt om i världen högre och då utsläppen från olyckan var relativt låga så bevisades hur stor påverkan en inneslutning av reaktortanken hade. Kraven på konstruktionen av reaktorer ökade, i Sverige ställde regeringen krav på att alla svenska kärnkraftverk skulle installera haverifilter, vilket skulle kopplas till inneslutningen för att begränsa utsläppen vid haveri. Kraven på instruktioner till operatörer ökade, då en stor del av haveriorsaken var felbeslut och oförmåga att identifiera vad som gick fel vid
haveriförloppet.
Efter Three Mile Island och i takt med att datorer utvecklades så började en haverianalys program för datorer att utvecklas, programmet kallas för MAAP, beskrivs i (Use of MAAP in Support of Post-Fukushima Applications, 2013). MAAP började att utveclas på 80-talet med syftet att förutspå förloppen för havrier på light water reactors, MAAP användes även till att stöjda utveckling av kärnkraftverken, analysera mänsklig tillförliglighet och riskbedömningar.
MAAP som utvecklats sedan 80-talet fick stora uppdateringar efter olyckan i Fukushima 2011, med informationen som framkom efter olyckan kunde MAAP användas för att enklare förstå olyckan och samtidigt kunna MAAP uppdateras så att programmet mer realistiskt kan förutspå utvecklingen av ett haveriförlopp.
7
År 2011 inträffade ett haveri i Fukushima, beskrivs i (The Fukushima Daiichi Accident, 2015), en tsunami i Japan där en flodvåg orsakade stor förödelse och även slog ut el-matningen så att all reservkraft försvann till de tre reaktorerna i Fukushima som var i drift vid tillfället. Även om
reaktorerna hade system som var oberoende av el-matning för vattentillförsel havererade till sist alla tre reaktorerna då inte el-matningen kunde återställas.
Nya krav ställdes på de svenska kärnkraftverken om oberoende härdkylning som inte skulle vara beroende av ordinarie el-matning. Det ställdes även krav på mer omfattande riktlinjer för personalen vid ett utdraget haveriförlopp där härdkylningen uteblir. Kraven kom ifrån strålskyddsmyndigheten och en grupp på OKG vid namn SAMG skapades för att möta kraven, SAMG:s uppgifter är att ta fram strategier och guider för:
• Hålla lågt tryck i reaktortanken.
• Tillföra vatten till reaktortanken för att begränsa härdskadorna eller i alla fall behålla härdsmältan i reaktortanken. Den strategin är det som exjobbet behandlar.
• Tillföra vatten så att nedre primärutrymme är vattentäkt. • Säkerställa att RI är isolerat från reaktorbyggnaden.
• Hålla lågt tryck i reaktorinneslutningen för att kunna hantera en eventuell tankgenomsmältning och minska läckage från RI till reaktorbyggnaden. • Hålla låg syrehalt i reaktorinneslutningen.
• Långsiktigt föra bort resteffekt från reaktorinneslutningen. • Ventilera reaktorbyggnaden vid risk för vätgasansamlingar. • Säkerställa kylning av bränslebassänger.
beskrivs i (IAEA, 2009)5.
För att validera att resultaten från undersökningen är rimliga så kommer dels kunnig personal granska resultaten, dock kommer även resultaten jämföras med tidigare forskning som beskriver hur mycket vatten som bör föras in i reaktortanken för att häva ett härdsmältningsförlopp. Forskning kring vilket flöde som ska föras in i reaktortanken för att häva härdsmältningsförloppet enligt (EPRI, 2012). Där det beskrivs att fem gånger den mängd vatten som krävs för att kyla resteffekten ska föras in för att stoppa härdsmältningsprocessen.
Resultaten från examensarbetet kommer att systematiskt kontrollera alla scenarion som slutar i härdskada och utföra beräkningar med MAAPv.5.03 för att hitta vilka flöden som behöver tillföras reaktortanken för att bevara barriären reaktortank intakt. Undersökningen bygger på tidigare forskning kring PSA-dokumentation, Händelseutvecklingsträd, MAAP och EPRI:s beräkningsmodell för att häva härdsmältningsförlopp.
Med hjälp av den tidigare forskningen kan ett resultat som kan bidra till SAMG:s framtagning av strategier till följd av kraven från strålskyddsmyndigheten framställas.
8
2.2 Grundläggande om kärnkraft
Kärnkraftens utveckling i Sverige enligt (SKS, 2019). I Sverige började kärnkrafteran på 1950-talet med en forskningsreaktor (R1) som var placerad i Tekniska högskolans källare mitt i centrala Stockholm. På den tiden var målet att Sverige skulle bygga egna reaktorer som kunde drivas med svenskt uran. Syftet var att skaffa kunskap för att kunna använda de stora urantillgångarna som finns i Sverige. Den svenska linjen att använda lågt anrikat uran ledde till att en forskningsreaktor (R2) startades 1960 utanför Nyköping och att ett mindre kärnkraftverk för fjärrvärme och viss elproduktion byggdes i Ågesta (R3). R3 var i drift mellan 1960 till 1974 då det stängdes pga. att moderna
säkerhetskrav ej uppfylldes och det blev för kostsamt att uppgradera den lilla anläggningen som producerade 10 MW el och 55 MW fjärrvärme. Parallellt med Ågesta planerades och byggdes en storskalig reaktor i Marviken som planerades att starta runt 1970. På grund av att ASEA hoppade av projektet och istället satsade på en annan reaktortyp som byggdes i Oskarshamn (O1an) samt att konstruktionen i Marviken visade sig ha vissa brister startades aldrig anläggningen vilket blev slutet på den svenska linjen i kärnkraften.
9
2.2.1 Huvudprocessen kokvattensreaktor
Huvudprocessen i en kokarreaktor enligt (Vattenfall, 2019) utgår från att en kontrollerad
kärnklyvningsprocess i reaktorhärden som värmer vatten till ånga och utgör ett kretslopp. Figur 1 visar kretsloppet, i kretsloppet lämnar mättad ånga med 7,0 MPa/286°C reaktorn och lämnar av energin till turbinen innan ångan går till kondensorn där det är ca 0,004 MPa/30°C. I kondensorn som kyls av havsvattenkylpumpar kondenserar ångan tillbaka till vattenfas. Därefter pumpas vattnet tillbaka från kondensorn via förvärmarna, där avtappningsånga värmer upp vattnet till ca 215°C innan det åter är tillbaka i reaktorn.
10
Ångan från reaktorn går via huvudångledningarna till turbinanläggningen som visar i figur 2. Processen beskrivs i (Kärnkraftsäkerhet och utbildning (KSU), 2019).
Figur 2: Bild på hur turbinanläggningens flöde fungerar enligt (Kärnkraftsäkerhet och
utbildning (KSU), 2019).
Turbinanläggningen består utav en högtrycksturbin, fuktavskiljare, mellanöverhettare och
lågtrycksturbiner samt kondensor, se figur 3. När ångan gått förbi högtrycksturbinen så har ångtrycket sjunkit, detta gör att fukthalten har ökat samt volymen av ånga. Ångan behöver då gå igenom en fuktavskiljare för att få ned fukthalten därefter passerar ångan en mellanöverhettare vars uppgift är att öka ångans energiinnehåll. Ångan går sedan in i lågtrycksturbinerna, under ångans väg genom turbinerna sjunker trycket på ångan och volymen ökar, ångan expanderar. När ångan lämnar reaktortanken och går in i högtrycksturbinen har ett kilo ånga volymen 30 liter, när ångan sedan passerat fuktavskiljare/mellanöverhettare har 1 kilo ånga volymen 400 liter. Denna expansion gör att det behöver finnas tre stora lågtrycksturbiner för att hand om ångan. Turbinerna och generator är monterade så att de bildar en lång axelsträng. Efter att ångan passerat lågtrycksturbinerna hamnar ångan i kondensorn där har ett kilo ånga ökat till 30 000 liter i volym. I kondensorn som kyls av havsvattenkylpumpar kondenserar ångan till vattenfas, volymen minskar och därigenom upprätthålls lågt tryck ca 4 kPa.
Ångan går in i turbinerna som omvandlar ångans rörelseenergi till mekanisk energi, så att turbinerna roterar, den mekaniska energin omvandlas i sin tur till elektrisk energi genom generatorn.
Efter lågtrycksturbinerna går ångan till kondensorn där ångan kyls till vatten, kondensatpumparna pumpar sedan vattnet via lågtrycksförvärmare och kondensatreningsanläggning till
11
2.2.2 Resteffekt
När reaktorn är i drift och kärnklyvningen pågår bildas radioaktiva isotoper, resteffekten är en del av reaktorfysiken som beskrivs i (Uppsala Universitet). Varje klyvning av en U-235 kärna bildar energi, skjuter iväg neutroner samt bildar två radioaktiva isotoper, beskrivs i figur 3. Det finns mer än 30 olika isotopkombinationer. Isotoperna strävar efter att uppnå ett stabilt tillstånd och det gör de genom att ombildas i ett eller flera steg. Tiden detta tar kallas halveringstid där isotoperna som ombildas snabbt har kort halveringstid medan andra isotoper ombildas långsamt och har lång halveringstid, exempel på delning av isotoper till ett stabilt tillstånd visas i figur 4. I samband med att isotoperna ombildas avger de radioaktiv strålning och energi som kallas för resteffekt. När kärnklyvningsprocessen stoppas bildas inga nya isotoper men de som redan finns utvecklar energi som måste kylas bort (resteffekt) fram till dess att ämnena har funnit stabila tillstånd och inte längre utsöndrar energi. Denna process beskrivs i (Störningshandboken, 2003).
Figur 3: Kärnklyvning av Uran-235 kärna enligt (Analys, 2019) som bildar energi, nya
elektroner och klyvningsprodukter.
Figur 4: Beskriver isotopers sönderfall fram tills de hittar ett stabilt tillstånd enligt (Uppsala
Universitet).
Resteffekten gör att reaktorn utvecklar energi som behöver kylas bort lång tid efter reaktorns
avställning. Denna resteffekt måste bortföras från reaktortanken och inneslutningen. Om resteffekten inte kan bortföras från reaktortanken kommer vattenvolymen i reaktorn att koka bort och när
12
Figur 5: Beskrivning av resteffektskurva från (Uppsala Universitet). Grafen beskriver hur
resteffekten sjunker med tiden.
Energin från resteffekten förs bort via avblåsningssystemet till kondensationsbassängen och därmed överförs största delen av energin till kondensationsbassängens vatten. Energin i
kondensationsbassängen förs sedan bort till havet via en kylkedja med tre system, ett kylsystem för kondensationsbassängen, ett mellankylsystem och ett havsvattenkylsystem.
Resteffekten uppgår ungefär till 7 % av den totala reaktoreffekten under normal drift och därefter sjunker den liknande en logaritmisk kurva, visas i figur 5 ovan.
Resteffekten kan beräknas med formeln, enligt (Några fakta till reaktorsäkerheten, 1984): där
Q0 = Normal reaktoreffekt = 3900·106 W enligt (OKG, 2019)
t = Tiden efter stoppet
13
2.2.3 De olika barriärerna
Kärnkraftverk har fem stycken säkerhetsbarriärer som är oberoende av varandra, figur 6 visar de fem barriärerna och barriärernas säkerhetsfunktioner. Dessa beskrivs i (OKG, 2019), om en barriär inte fungerar så tar nästa vid. Barriärerna ska fördröja eller förhindra att radioaktiva ämnen sprids till omgivningen.
För att skydda dessa barriärer har en kärnkraftreaktor ett antal olika skyddssystem: • Reaktivitetskontroll
• Härdkylning
• Tryckavsäkring • Resteffektkylning
• Inneslutningens integritet och skydd • Nödventilation
• Kylning av bestrålade kärnbränsleknippen
Figur 6: Översiktlig beskrivning av de olika barriärerna och vilka säkerhetsfunktioner som
skyddar dem enligt (källa med begränsad spridning).
För att säkerhetsfunktionerna skall fungera finns stödfunktioner, stödfunktionerna har som uppgift att skapa förutsättningar för övriga säkerhetsfunktioner att utföra sina uppgifter.
I stödfunktionerna ingår: • Elkraftförsörjning.
• Styr och övervakningsutrustning. • Rumskylning av el utrustning. • Reglering av ventiler.
14
De olika barriärerna är; bränslet, kapslingen, reaktortanken, reaktorinneslutningen och
reaktorbyggnaden (med filter), dessa beskrivs i figur 7 och i texten hos de följande underrubrikerna.
Figur 7: Bild på de fem säkerhetsbarriärerna hos ett kärnkraftverk enligt (OKG, 2019).
2.2.3.1 Beskrivning av bränslet
Första barriären är bränslet vilket beskrivs av (Strålsäkerhetsmyndigheten, 2019). Urankutsarna binder radioaktiva ämnen och dess klyvningsprodukter fram tills bränslets smärtgräns uppnås, detta gör det först vid 2800⁰C. Keramiska urankutsarna är svårlösliga i vatten och luft.
2.2.3.2 Beskrivning av kapslingen
Enligt (Vattenfall, 2019) är bränslet inkapslat och inneslutet i rör av zirkaloy (metallegering av zirkonium), en metallegering utav zirkonium som har goda egenskaper för att användas i reaktorer. Kapslingen är helt gastät och så länge kapslingen är intakt så sprids ingen radioaktivitet ut och kontaminerar6 reaktorvattnet, kapslingen brister och börjar läcka ut radioaktiva ädelgaser vid ca
800⁰C.
6 Betyder försmutsar eller förorenat, i kärnkraftverk handlar det om radioaktiv smuts. Att ett område är
15
2.2.3.3 Beskrivning av reaktortanken
Den tredje barriären är reaktortanken med tillhörande rörsystem beskrivs av (Digitala modeller, 1992). Reaktortanken är gjort av tjockt stål så att den ska klara maximalt tryck i reaktorn vid svåraste
tryckökningshändelse, 11.5 MPa, samt att den ska klara att innesluta en härdsmälta vid haveri. Reaktortanken och information om den beskrivs i figur 8.
16
2.2.3.4 Beskrivning av reaktorinneslutningen
Beskrivning av reaktorinneslutningen enligt (Strålsäkerhetsmyndigheten, 2019).
Reaktorinneslutningen utgör den fjärde barriären mot spridning utav radioaktiva ämnen till omgivningen. Säkerhetsfunktionen för isolering och skydd av reaktorinneslutningen ska se till att barriären skyddas och hålls intakt. Alla rör som passerar genom skalet på reaktorinneslutningen har en inre och en yttre skalventil7 som vid störningar stänger och isolerar inneslutningen.
För att begränsa inneslutningens volym är den konstruerad efter PS-principen eller tryckdämpningsprincipen.
Reaktorinneslutningen är formad som en cylinder med bottenplatta och lock. I nedre delen av
inneslutningen finns en kondensationsbassäng. På internpumpsreaktorerna är bassängen annulär8 och
så inget vatten finns under reaktortanken. Reaktorinneslutningen har stora täthetskrav, för att möta kraven så finns det en helsvetsad tätplåt som omsluter hela inneslutningen, tätplåten är ingjuten i inneslutningens betongvägg för att hindra skador på plåten vid rörbrott.
Inneslutningen är uppdelad i två utrymmen, visas i figur 9 som beskriver utrymmena i
reaktorinneslutningen, ett primärutrymme och ett sekundärutrymme. Primärutrymmet består av en övre och en nedre del, i detta primärutrymme finns samtliga rör som går in och är trycksatta från reaktortanken. I sekundärutrymmet finns en kondensationsbassäng och utrymmet över
kondensationsbassängen i sekundärutrymmet kallas för kompressionsutrymme. I
kompressionsutrymmet ansamlas alla icke kondenserbara gaser, exempelvis kvävgas, om det sker ett rörbrott.
Förbindelsen mellan dessa två utrymmen är nedblåsningsrör som går från primärutrymmet och mynnar ut under ytan i sekundärutrymmets kondensationsbassäng. Det finns även anslutning mellan Primär- och sekundärutrymmet via vakuumbrytare som säkerställer att det aldrig är högre tryck i
sekundärutrymmet än i primärutrymmet.
Figur 9: Beskrivning av reaktorinneslutningens primär-och sekundärutrymme enligt (källa med begränsad spridning).
17 2.2.3.4.1 PS-principen (Pressure-Suppression)
För att begränsa tryckstegringen i reaktorinneslutningen vid inre rörbrott, ett inre rörbrott som innebär en kylmedelsförlust större än vad den normala spädmatningen9 kan klara, så är inneslutningen byggd
enligt PS-principen. PS-principen är förklarad av (Störningshandboken, 2003) innebär att större delen av den ånga som frigörs vid ett rörbrott i dry-well eller primärutrymmet, andra punkten i figur 10 eller visas i figur 9, tvingas ner i wet-well eller sekundärutrymmet, femte punken i figur 10 eller visas i figur 9, genom nedblåsningsrör, fjärde punkten i figur 11 till kondensationsbassängen, femte punken i figur 10, där den kondenserar.
Figur 10: Reaktorinneslutningen med primär-och sekundärutrymmet och tillhörande rör enligt
(Strålsäkerhetsmyndigheten, 2019).
1) Vid ett rörbrott i inneslutningen kommer ånga att strömma ut i primärutrymmet och trycket stiger.
2) Då trycket stiger i primärutrymmet och överstiger sekundärutrymmets tryck, plus trycket som motsvaras av vattenpelaren i nedblåsningsrören samt tryckfallet i rören, strömmar ånga ner i kondensationsbassängen och kondenserar. Den icke kondenserbara gasen skickas till kompressionsutrymmet vilket gör att trycket stiger där.
3) Högsta tryck i primärutrymmet uppträder då all gas överförts till kompressionsutrymmet. 4) För att ta ner trycket i inneslutningen sprinklas primärutrymmet med vatten. När
sprinklingsflödet kan kondensera hela brottflödet sjunker trycket i primärutrymmet. 5) När trycket i primärutrymmet är lägre än i sekundärutrymmet, kommer gas att strömma
tillbaka till primärutrymmet via vakuumbrytarna. På detta sätt utjämnas trycket i inneslutningen och trycket sjunker.
18
För att inneslutningen ska kunna fullgöra sin uppgift som barriär i långtidsförloppet måste resteffekten som tillförs i inneslutningen föras bort. Genom PS-principen tvingas ånga bort som frigörs i
inneslutningens primärutrymme och tvingas ner i det sekundära utrymmet och där med så avges största delen av energin till sekundärutrymmets vatten. Energin i kondensationsbassängen förs bort till havet via en kylkedja med tre system.
Om PS-principen inte skulle fungera så leds trycket bort från inneslutningen via ett sprängbleck, trycket leds sedan antingen via RAMA10 eller om det inte fungerar, ut till omgivningen.11
Reaktorinneslutningen är konstruerad för att hålla de andra säkerhetsbarriärerna intakta, för att kunna göra det så måste byggnaden klara av ett högt inre tryck, detta kan genomföras genom
trycknedtagningssystem (PS-principen) och tryckavlastningssystem (sprängbleck och RAMA). Om byggnaden inte klarar av det höga trycket pga. att säkerhetssystemen för trycknedtagning eller
tryckavlastning inte fungerar så kan inneslutningen brista och radioaktiva utsläpp till omgivningen kan ske.
2.2.3.5 Beskrivning av reaktorbyggnaden
Den femte barriären är reaktorbyggnaden och den beskriv enligt (OKG, 2019), reaktorbyggnaden är byggd för att klara av stora påfrestningar såsom, flygplanskrascher, jordbävningar och
översvämningar.
I reaktorbyggnaden är kylningssystemen12 placerade, samt en del av säkerhetssystemen13.
10 Reactor Accident Mitigation System - Omgivningsskydd.
11 Mer information om säkerhetssystem finns i appendix under säkerhetssystem. 12 Mer information om kylsystem finns under kap 3 systembeskrivning.
19
2.2.3.6 Beskrivning av RAMA-filter
Figur 11: Omgivningsskyddet RAMA-filter som sitter ihop med reaktorinneslutningen och
reaktorbyggnad enligt (OKG, 2019).
Utöver dessa barriärer finns ett haverifilter och den beskrivs enligt (OKG, 2019), denna hör samman med barriär fyra, och är helt oberoende av operatörsingripande. Figur 11 visar en beskrivning utav RAMA filtret. Skulle trycket i reaktorinneslutningen passera ca 0,5 MPa så brister ett sprängbleck och radioaktiva ämnen leds till filtret. Filtret fungerar så att de radioaktiva föroreningarna förs igenom vanligt vatten med kemikalier genom venturidysor14 för att göra kontakten mellan vatten och utsläppen
så effektiv som möjlig, i figur 11 är det vattenbassäng med rör där venturidysor är placerade och filtrerar. De radioaktiva ämnena och föroreningarna fastnar i vattnet och stannar kvar i filtret och 99,9% ren gas kommer ut ur skorstenen. Filtret är inneslutet i betong med tjocka väggar så strålning inte ska nå omgivande personal.
20
3
SYSTEMBESKRIVNING
3.1 Härdens kylning
Härden ska i alla situationer ha tillräckligt med kylning för att undvika höga bränsletemperaturer och förhindra degradering av härden, detta beskrivs av (Störningshandboken, 2003), det gäller de två första barriärerna bränsle och kapslingen. Skulle säkerhetssystemet härdnödkylning inte fungera och
barriärerna bränsle och kapslingen skulle börja överhettas och dess integritet skulle gå förlorad så innebär det att radioaktivitet frigörs.
3.1.1 Oberoende system
En säkerhetsåtgärd i kärnkraftverk är att alla säkerhetssystem är byggda i fyra stycken subar, i vissa fall två stycken, det innebär att det finns fyra stycken parallella, separata kretsar som är helt oberoende av varandra. Varje sub är placerad i varsin byggnadsdel/utrymme kring reaktorinneslutningen eller reaktorbyggnaden, figur 12 - visar hur subar är uppdelade i fyra delar (röd, blå, gul och grön) avskilda från varandra med betong, så att brand eller liknande inte ska ta ut alla system samtidigt. Varje sub har egen reservkraft via dieselgereratorer med elskenor och kabelvägar som också är placerade i varsin byggnadsdel/utrymme. Tanken bakom denna åtgärd är att minska risken att om ett system inte startar vid haveri så ska det finnas tre stycken andra som gör det. Genom att ha fyrsubade system blir sannolikheten att en säkerhetsfunktion ska fungera väldigt hög.
21
3.1.1.1 Kylsystem
3.1.1.1.1 Kondensationsbassäng
Kondensationssystemet för reaktorinneslutningens uppgift är enligt (källa med begränsad spridning) att:
• Motta och kondensera läckande ånga från primärsystemet enligt PS-principen och dränage från ångledningar, matarvattenledningar, lågtryckspumpar, kyl- och reningssystem för kondensationsbassäng och högtryckspumpar.
• Vid avblåsning med reaktorns säkerhets- och avblåsningsventiler, ta emot och kondensera ångan från dessa.15
• Vid inre brott kondensera ånga och kyla vatten som strömmar ut ur brottstället (PS-principen) samt kyla eventuella varma gaser som kan utvecklas i reaktorinneslutningen.
• Förse säkerhetskylsystemen reaktorinneslutnings sprinkling, lågtryckspumpar och högtryckspumpar med vatten.
• Svara för tryckutjämning från sekundär- till primärtutrymme (vakuumbrytare).
• Vid haveri överföra vatten från sekundärutrymmet eller wet-well till nedre primärutrymmet eller dry-well.
Kondensationssystemet visas i figur 13 som beskriver reaktorinneslutningen och kondensationssystem. Vid hög temperatur i kondensationsbassängen, över 20⁰C, så startar kylkedjor att kyla ner vattnet i sekundärutrymmet. Om temperaturen är över 35⁰C så erhålls reaktorsnabbstopp.
Vid haveri med risk för härdsmälta så ska vatten från sekundärutrymmet eller wet-well överföras till primärutrymmet under reaktortanken i primärutrymmet eller dry-well.
Figur 13: Beskrivning av kondensationsbassängen i sekundärutrymmet samt
överförningsområdet i primärutrymmet enligt (källa med begränsad spridning).
22 3.1.1.1.2 Sprinklersystem för kondensationsbassängen
Sprinklersystemet för reaktorinneslutningens uppgift är enligt (källa med begränsad spridning) att: • Kyla kondensationsbassängen vid normal drift genom sprinkling.
• Vid olycka ska systemet ta ner trycket i reaktorinneslutningen, RI, skölja ner icke kondenserbara restprodukter till kondensationsbassängen samt kyla ner
kondensationsbassängen.
• Under och efter trycksnedsänkningen enligt PS-principen eller avblåsningssystemet ska sprinklersystemet kyla kondensationsbassängen.
• Vid behov förse reaktorinneslutningen med vatten från brandvatten som är oberoende.
Sprinklersystemet är uppbyggt med fyra stycken subar, varje krets har en centrifugalpump och en värmeväxlare som kan kyla vattnet i systemet. Figur 14 visar placeringen utav sprinklingen i sekundärutrymmet över kondensationsbassängen, samt vattnets väg från havet och
kondensationsbassängen genom en kylkrets till sprinklingen av sekundärutrymmet. Om pumparna skulle gå sönder vid behov utav vatten till reaktorinneslutningen så har systemet en extra åtgärd, det är att ta vatten från brandvattenssystemet16. Vid behov kan två subar kopplas om så att de sprinklar med
vatten taget från brandvattensystemet, detta gör att sprinklersystemet är oberoende.
Figur 14: Beskriver placeringen av sprinklersystemet för kylning av kondensationsbassängen enligt (källa med begränsad spridning).
23 3.1.1.1.3 Härdkylning med hög-och lågtryckspumpar
Högtryckspumparnas uppgift är enligt (källa med begränsad spridning) att:
• Tillsammans med lågtryckspumparna och avblåsningssystem att skydda reaktorhärden mot överhettning vid rörbrott.
• Vid låg reaktoreffekt (4 %) tillföra vatten från matarvattensledningar till reaktorn.
högtryckspumparna är uppbyggt med fyra stycken subar, dessa kan tillföra ca 4 x 25 kg/s vatten till reaktorn upp till reaktortrycket 8 MPa. Pumparna drivs med en kolv som sitter på en roterande axel, därför kan pumparna pressa in vatten även vid höga tryck i reaktortanken. Vatten tas ifrån
kondensationsbassängen och vattnet pumpas in över reaktorhärden. Lågtryckspumparnas uppgift är enligt (källa med begränsad spridning) att:
• Lågtryckspumparna kan hålla härden flödad vid inre brott i rör som ansluter reaktortanken under härdens överkant, och vilket yttre rörbrott som helst, vid låga tryck i reaktortanken. Lågtryckspumparna är uppbyggt med fyra stycken subar, systemet kan pumpa in vatten till reaktor vid tryck lägre än 1,2 MPa. Vatten tas från kondensationsbassäng och pumpas in i reaktorns fallspalt17.
Vid olycka måste trycket i reaktorn sänkas till minst 1,2 MPa för att pumparna ska kunna användas, då kan pumparna föra in upp till ca 355 kg/s vatten till reaktortanken.
Placeringen utav hög-och lågtryckspumparna beskrivs i figur 15, som visar hur vatten hämtas från kondensationsbassängen och först in i reaktortanken.
Figur 15: Beskrivning av hög-och lågtryckspumparnas flödesväg från kondensationsbassäng
till reaktortanken enligt (källa med begränsad spridning).
3.1.1.1.4 Övriga vatteninmatningsalternativ
Hög- och lågtryckshärdkylpumparna tar sitt vatten från kondensationsbassängen. De övriga
alternativen till att förse reaktorn med vatten vid behov av härdkylning använder externt vatten från vattenkällor utanför reaktorinneslutningen enligt (källa med begränsad spridning).
24
3.2 Frilagdhärd
Friläggning av härden, enligt (Störningshandboken, 2003), bortsätt från inledande händelse beror på ett brott som gjort att vatten runnit ur tanken eller om det skett ett långvarigt bortfall av
vatteninmatning till tanken, en frilagd härd innebär att det inte finns vatten kring reaktorhärden där bränslet sitter eller att vattennivån är under härden.
Att härden har blivit frilagd på grund av utebliven härdkylning innebär att härden börjar hettas upp och om vatten inte kommer in i härden så att den kan kylas kommer upphettningen leda till härdsmälta. För alla händelser som utmanar barriärerna tillämpar kontrollrumspersonalen anläggningsvisa störningsinstruktioner vilket har tränats på i simulatorn.
Om inte händelsen kan hanteras med vanliga störningsinstruktioner övergår hanteringen till att kontrollrumspersonalen använda symtomorienterade övergripande störningsinstruktioner vilket också tränas i simulatorn.
3.2.1 Metall/vatten-reaktion
Vid förloppet av utebliven vattentillförsel som beskrivs av (störningshandboken, 2003) då härden tappar kylningen sjunker nivån. Så länge halva härden är täckt av vatten kyls den av ångan som passerar igenom de frilagda delarna.
När vattennivån sjunker under halva härdhöjden, är inte längre ångkylningen av bränslet tillräcklig. Efter det att kylmedlet försvunnit kommer härdens temperatur att öka på grund av att inget
värmetransporterande medium längre finns tillgängligt. Processen beskrivs i figur 16, figuren beskriver tre steg vid utebliven vattentillförsel samt hur zirkonium-oxidationen agerar vid de olika vattennivåerna. Första exemplet i figur 16 har vattennivå börjat sjunka men den täcker fortfarande härden, här utvecklas inte mycket energi från zirkonium-oxidationen. Andra exemplet i figur 16 har vattennivån sjunkit så att den endast täcker lite mer än halva härden, här börjar härden värmas upp och energi ifrån zirkonium-oxidationen börjar öka. Tredje exemplet i figur 16 så har vattennivån sjunkit under halva härden och temperaturen i härden har ökat drastiskt, zirkonium-oxidationens
energiutveckling blir massiv då den heta metallen kommer i kontakt med vattenångan.
25
Temperaturökningshastigheten är mellan 50–150 ºC i minuten. Bränsletemperaturen ökar och vid ca 800 ºC startar oxidationen av bränslekapslingen under vätgasutveckling. Temperaturen stiger,
styrstavar börjar smälta vid ca 1500 ºC och bränsleboxar och kapsling smälter vid ca 1900 ºC. Kritiska temperaturer i härden visas i figur 17.
26
Det finns två varianter av härdfriläggning enligt (Störningshandboken, 2003), antingen har det blivit spänningsavbrott där all vattentillförsel upphört eller ett brott på ång-/vattenledning, då sjunker nivån i reaktortanken eftersom resteffekten kokar bort vatteninnehållet. När nivån underskrider toppen av härden löser reaktorns säkerhetssystem ut tvångsnedblåsning vilket kyler härden under
nedblåsningsförloppet. När trycket kommit ned till ca 0,5 MPa ö är reaktornivån nere vid härdens nedre kant och all kylning upphör. Därefter är det resteffekten som värmer upp reaktorhärden mot smältning. Då härden inklusive styrstavar väger ca 230 ton lagrar den hela tiden upp värme och begränsar uppvärmningshastigheten till ca 50–150°C i minuten. Eftersom reaktorhärden är tömd på vatten finns det inte någon stor mängd ånga så oxidationseffekten är ganska liten. Figur 18 beskriver den ena varianten där inget vatten förs in i reaktortanken, figuren och texten beskriver att det inte sker så stor energiutveckling i zirkonium-oxidationen då inget vatten förs in, dock innebär det att
resteffekten fritt tillåts att öka temperaturen i härden mot härdsmälta.
27
Det andra typfallet är när vatten tillförts reaktorn efter att tvångsnedblåsningen genomförts så att reaktorhärden blir kyld. Om sedan vattentillförseln avbryts kommer reaktornivån att sjunka
allteftersom vattnet i reaktortanken kokar bort. Så länge halva reaktorhärden är täckt med vatten kyler ångan från avkokningen den övre delen av reaktorhärden men när nivå fortsätter sjunka kommer temperaturen i den övre delen av reaktorhärden att stiga och när temperaturen närmar sig 1200°C startar zirkonium-oxidationsprocessen och då det hela tiden är tillgång på ånga från nedre delen av härden som är vattentäkt ger oxidationsprocessen en snabb uppvärmning mot smältning. Processen beskrivs i figur 19 där vatteninmatning upprättas, det ledde till att härden kan kylas men om vatteninmatningen sedan skulle fela så leder det till en snabbare uppvärmning och nedsmältning av härden då zirkonium-oxidationen har tillgång till vattenånga.
Figur 19: Beskriver när halva härden är täckt med vatten och ångan reagerar med zirkoniumet
i övre delen av härden enligt (källa med begränsad spridning).
Avgörande för oxidationsprocessen är tillgången till vattenånga och kontakt mellan ånga och zirkonium. Oxidationen av ånga och zirkonium är en exoterm process och fortgår så länge ånga passerar och reagerar med zirkonium i kapslings-och boxmaterial. Vid mindre flöden för
vattentillförsel som inte överstiger den energibortförsel som är nödvändigt för att ta bort energin från resteffekten och oxidationsvärmen kommer vattnet att förångas och reagera med zirkonium. Det leder till energiutveckling i härden och vätgasproduktion som följd. Oxidationsprocessen fortgår tills allt vatten i härden förångats, eller kapslingsmaterialet smält alternativt att ångflödet blockerats. Det är därför viktigt att etablera vattentillförsel för att täcka härden med vatten och ha större energibortförsel än den energi som produceras från resteffekt och zirkonium-oxidationen så att oxidationsprocessen och vätgasproduktionen upphör.
28
Reaktionen mellan metall och vatten kan inträffa då härdnödkylningen eller härdkylningen inte är tillräcklig och resteffekten från bränslet är för stor, denna reaktion är beskriven i (Störningshandboken, 2003). Reaktionen mellan metallen och vatten i reaktorn är exoterm vilket innebär att bränslets
uppvärmning accelererar, varpå mängder av energi bildas. Vid en friläggning utav härden18 kommer
bränslet upphettas och ånga kommer strömma upp genom härden. Vid temperaturen 800⁰C (1073 K) börjar metallen zirkonium från kapslingen för bränslet att reagera med vattenånga och vid 1200⁰C (1473 K) så accelererar denna reaktion.
Det exoterma förloppet beskrivs:
Formler för att räkna ut massan Zirkonium som oxiderat i härden samt beräkna procenten Zirkonium som förbrukats:
där ΔH är frigjorda energin med kilogram, ΔH= 6.4 MJ/kg. där m är massan Zirkonium som oxiderat i härden.
Där m0 är den initiala massan i härden, mo= 59 505 kg, massan är tagen från reaktorbeskrivningen i
MAAP19.
29
3.2.2 Energi lagrad i reaktortankens materialstruktur
De olika delarna som värms ligger över vattennivån i reaktortanken och energi börjar lagras i dessa delar då härden hettas upp, processen beskrivs i (Störningshandboken, 2003).
Då reaktorhärden tappar sin kylning fördröjer materialstrukturen värmeutvecklingen i härden. Värmeutvecklingen fördröjs då det tar tid att värma upp den stora massa material som finns i reaktortanken och härden.
Materialstrukturen, som visas i figur 20, begränsar nedkylningen på samma sätt om vattentillförsel startas och nu ska kyla reaktortanken och härden. Materialstrukturen har nu lagrad energi i värme som är bundet i materialet, när härden ska återkylas så är det allt material som är uppvärmt som ska kylas. Det gör att kylningsprocessen kräver mycket vatten och tid för att återställa önskad temperatur i härden. Dessutom produceras stora mängder ånga som ger en kraftig oxidation av bränslekapslingen i de delar av reaktorhärden som inte vattentäkts.
30
I reaktortanken finns det olika delar som värms då härden friläggs, dessa delar är: • Delar av Reaktortanken ~ 660 000 kg rostfritt stål.20
• Moderatortank ~32 000 kg rostfritt stål • Moderatortanklock ~31 000 kg rostfritt stål • Härdgaller ~6000 kg rostfritt stål
• Styrstavar21 ~25 310 kg rostfritt stål och ~1690 kg borkarbid B4C.
• Bränslepatroner och bränsleboxar ~30 500 kg rostfritt stål, ~120 000 kg Uran och 59 500 kg Zirkonium.
Värdena på dessa massor är tagna ur systembeskrivningen i MAAP.
3.2.3 Återflödning av överhettad härd
När härden överhettas men ingen smältning skett utan härden är intakt så innebär det att om
vattentillförsel till reaktortanken med sådant flöde att reaktorhärden kan täckas så att återkylning sker. Återflödning av en överhettad härd beskrivs i (Störningshandboken, 2003). När vatten förs in i den överhettade reaktorn och kommer i kontakt med det varma materialet, resteffekten och energin från zirkonium-oxidationen så börjar vattnet att koka kraftigt, detta leder till en tryckökning som utmanar tryckavsäkringsventilernas funktion att hålla lågt tryck. Initialt innebär det att ångan som bildas vid nedkylningen kommer frigör mer energi i zirkonium-oxidationen fram till dess att reaktorhärden är täckt.
Enligt (EPRI) ska ett flöde på ca 5 ggr större än flödet som krävs för att koka bort resteffekten, kunna återkyla härden.
Målet är att kyla ned reaktorhärden till mättnadstemperatur vilket är ca 158⁰C vid 0,5 MPa övertryck förutsatt att tvångsnedblåsning har genomförts.
Energin som vattnet för bort från reaktortanken är den energi som krävs för att värma vattnet till ca 160⁰C och sedan den energi som krävs för att omvandla vattnet till ångfas.Energin som krävs för att koka bort vatten är mycket större än energin som krävs för att värma upp vattnet till
mättnadstemperatur.
Energin som det tillförda vattnet kyler reaktorhärden med är tre delar
• Den energi som åtgår till att värma vattnet till mättnadstemperatur, i fallet där säkerhetsventilerna blåst av trycket till kondensationsbassängen ca 0,6 MPa/158°C. • Den energi som åtgår för att koka bort tillfört vatten.
• Den energi som åtgår för att överhetta ångan under tiden den passerar genom reaktorhärden.
31
Den största delen av kyleffekten kommer då vattnet övergår i ångfas. Formler för vattnets uppvärmning och kokning:
För överhettning av ånga finns inga formler utan är en komplex process reaktortanken som beror av tillförd energi och trycket i reaktortanken. Översiktligt kan processen liknas med uppvärmning av vatten till mättnadstemperatur och i beräkningarna har energin satts till:
Där:
Cvatten = 4182 J/(kg·K)
C = värmekapacitet för ångbildning = värdena varierar beroende på vilken mättnadstemperatur vattnet kokar vid. Vid 0,5 MPa ö är det 2086 kJ/kg (Data och diagram, 1999)
32
3.3 PSA-dokumentation
PSA-dokumentation eller probabilistisk säkerhetsanalys enligt (U.S.N.R.C, 2019).
Probabilistisk säkerhetsanalys genomförs på kärnkraftverk för att undersöka och identifiera det komplexa systemets eventuella risker, samt se vilka risker som har störst inverkan på säkerheten. En risk är uppdelad i två faktorer:
• Hur ofta kan den specifika risken inträffa?
• Hur mycket skada skulle resultaten av risken orsaka? Metoden för att finna risken och bedöma genomförs i flera steg:
1. Ange vad det är för risk – Vilka följder kommer från risken och hur kan de följderna förhindras och minskas.
2. Identifiera de initiala händelserna – Händelser som möjligen kan orsakat risken. 3. Bedöm frekvensen av att de olika händelserna som skett för att risken ska uppstå. Riskanalysen antar att varje initial händelse som skapar en risk uppstår, sedan kontrollera vilka realistiska kombinationer av fel som kan uppstå för att härdskada ska kunna ske. Riskerna benämns som ett fall med inledande händelse samt de kombinationer av fel som orsakat denna risk. Därefter genomförs en probabilistisk analys för att undersöka hur sannolikt det är att den initiala händelsen tillsammans med de kombinationer av fel som ska leda till härdskada kan ske.
För att undersöka sannolikheten finns det tre steg att gå efter:
1. Händelseträd som modellerar kärnkraftverket till varje initierande händelse, vad är
sannolikheten att en initierande händelse inträffar som med kombination av andra delsystem kan leda till härdskada.
2. Felsökningsträd som modellerar kärnkraftverkets system i detalj så analytiker kan identifiera de kombinationer av fel som kan inträffa för att slå ut hela systemet. Vid denna undersökning kalkyleras riskens sannolikhet. Analytiker studerar noggrant fel som kan leda till att mer än en komponent på samma gång går sönder. Det tas även hänsyn till beräkningar som beskriver hur system, komponenter, byggnader, konstruktioner och operatörer integrerar med varandra. 3. Mänsklig faktoranalys utvärderar mänskliga fel som är avgörande för resultatet hos en
händelse. Här bedöms sannolikheten att mänskliga misstag beroende på inlärning, föreskrifter och väntade förhållande vid en händelse.
Det finns tre stycken nivåer i en PSA-analys:
1. Nivå 1 av en PSA bedömer sannolikheten att en reaktorhärd kan bli skadad. I nivå 1 så startar reaktor från välkända förhållanden, en reaktor som drivs på full effekt. PSA nivå 1 beskriver alla reaktorns säkerhetssystem, dessa system finns mycket kunskap och fakta om,
felmarginalen här är liten.
2. Nivå 2 av en PSA förutsätter att det blivit skada i härden och beräknar sedan hur mycket radioaktivitet som släpps till omgivningen, samt hur snabbt radioaktiviteten släpps ut. Nivå 2 hos en PSA är mindre precisa då det finns mycket osäkerheter kring hur mycket vatten/ånga som försvinner från reaktorn samt osäkerhet kring hur reaktorinneslutningen (och
reaktorbyggnaden) reagerar på avvikelser till följd av ett haveri.
33
3.3.1 Härdskadekategorier enligt nivå 1
Härdskadekategorier enligt (källa med begränsad spridning).• HS1: Härdskada pga. felande reaktoravställning22. Get kort tid till härdskada och stor risk för
tidig övertryckning av inneslutningen. Härdskador med felande reaktoravställning brukar även kallas för ATWS-fall.23
• HS2: Härdskada pga. felande härdkylning. Ger kort tid till härdskada och inneslutningen är i de flesta fall intakt åtminstone till tankgenomsmältning.
• HS3: Härdskada pga. felande resteffektskylning. Ger längre tid till härdskada. Kan resultera i senare brott på reaktortank och reaktorinneslutning.
• ÖT2: Härdskada pga. felande tryckavlastning. Ger kort tid till härdskada. Kan resultera i tidigt brott på reaktortank och reaktorinneslutning.
3.3.2 Beteckningar vid nivå 2
Beteckningarna av PSA-fall av nivå 2 enligt (källa med begränsad spridning).
I nivå 2 analyser måste nivå 1 sekvenserna kompletteras med parametrar som är avgörande för det fortsatta förloppet;
Inledande händelse (IH) har betydelse för utsläppets storlek, det finns fyra fall som kan inleda en händelse, dessa är och förklarningar till begreppen finns i appendix:
• LOCA24 och betecknas L.
• YLOCA25
• Transient och betecknas T. • CCI26
Tidpunkt för härdsmälta är tiden mellan inledande händelse fram till att härden börjar smälta. Vid definition av stationstillstånd särskiljs fallen av:
• Tidig och betecknas T – inträffar då reaktoravställning, spädmatning eller tryckavsäkring felar.
• Sen och betecknas S – inträffar då resteffektkylningen inte fungerar.
I praktiken sätts tidpunkten till tidig för HS1 och HS2 sekvenser och sen för HS3 sekvenser.
Reaktortanktryck beskriver trycket i tanken och det påverkar hur mycket radioaktivitet som släpps ut till omgivningen. Vid definition av stationstillstånd särskiljs fallen av:
• Högt och betecknas H – innebär att tvångsnedblåsning via avblåsningssystemet eller stort rörbrott inte inträffat.
Lågt och betecknas L – innebär att TB fungerat eller stort rörbrott inträffat.
22 Innebär att styrstavar samt bohrsystem felar och det går inte få stopp på reaktorn.
23 ATWS - Anticipated Transients Without Scram, uteblivet snabbstopp
24 Loss Of Coolant Accident, kylmedelshaveri innebär ett ång/vatten-läckage från reaktortanken. 25 Loss Of Coolant Accident, kylmedelshaveri innebär ett yttre ång/vatten-läckage från reaktortanken har
inträffat.
26 Common Cause Initiator, En händelse som förorsakar en störning i anläggningen och även påverkar de
34
3.3.3 Stationstillstånd PSA nivå 2
Från PSA-dokumentation av nivå 1 till nivå 2 kommer 44 stycken olika fall av härdsmälta;
Gruppering av de 44 olika fallen27 enligt (källa med begränsad spridning), beror på sekvenserna som
fallen utgör och de delas in i stationstillstånd: I. Härdskadekategori
II. Inledande händelse III. Tidpunkt för härdsmälta IV. Reaktortryck
Sekvenserna nedan rör inte härdens uppvärmning, dessa sekvenser påverkar endast reaktorinneslutningen.
V. Inneslutningens atmosfär
VI. Kylning med kylkedja sprinklersystem/mellankylsystem för avställd reaktor/kylvattensystem för avställd reaktor
VII. Aktivering av sprängbleck28
VIII. Aktivering av RAMA via sprängbleck IX. Inneslutningsbrott
35
3.4 Modular Accident Analysis Program (MAAP)
Modular Accident Analysis Program (MAAP) är en datorkod som simulerar reaktionerna hos reaktorn vid svåra haverier och olyckor, beskrivs i (källa med begränsad spridning). MAAP skapades på 80-talet av Fauske & Associates, LLC (FAI) och när programmet var färdigställt så köptes MAAP av Electric Power Research Institute (EPRI) vars uppdrag var att underhålla och uppdatera koden. Under de 30 åren MAAP har funnits så har det ständigt utvecklas, 2014 skapades MAAPv5.03 och senaste uppdateringen skedde 2016. Under 2019–2020 förväntas det uppdateras igen och den versionen kommer bli MAAPv5.05.
MAAP behandlar ett fullt spektrum av viktiga fenomen som kan uppkomma i reaktor vid haveri, samt beräknar termodynamiska begrepp och beräkna de väntade utsläppen av fissionsprodukter.
MAAP gör en modell på de preliminära system, härden, reaktortanken, reaktorinneslutningen och reaktorbyggnaden. Där tryck och temperaturer beskrivs.
MAAP kan förklarat i en punktlista användas för att:
• Förutspå nyckelevent i ett haveriförlopp (frilagd härd, härdskada, skador i botten på tanken och inkapslingsbrott m.m.)
• Bedöma influensen av kyl-och säkerhetssystemen. • Bedöma operatörers beslut och vilken påverkan de har. • Förutspå mängden av fissionsprodukter som släpps ut. • Undersöka osäkerheter kring allvarliga haveriscenarios.
MAAP resultaten kommer från en struktur med termodynamiska beräkningar och fission produkts beräkningar som arbetar parallellt. Ekvationerna är klumpade parametrar, ickelinjära ordinarie
differentialekvationer som beror på varje tid steg dvs. variablerna ändras sig med tiden i ekvationerna. MAAP:s syfte är att förse en haverianalys kod som kan användas med säkerhet att den beskriver förloppet korrekt under alla faser av allvarliga haverier händelser och allvarliga haverier studier. MAAP koden är skriver i programmeringsspråket FORTRAN och formatet på koderna som går in och ut i MAAP är input och output filer. Input-filen beskriver de olika system och funktioner som MAAP ska beräkna och output-filen beskriver resultatet från körningen.
36
3.4.1 Teori bakom MAAP-beräkningarna
Termodynamiska begrepp;Resteffekt är beskriven i kapitel 2.2.2
Energi från vatten-metallreaktion är beskrivet i kapitel 3.2.1 Massorna är beskrivna i kapitel 3.2.2
Återkylning av härd beskrivs i kapitel 3.2.3 Energi- och massbalans:
Formel för värmesamband där E är energi [J] m är massa [kg] c är värmekapacitet [kg/J] ΔT är temperaturförändringen [K] Värmekapacitet enligt (Nuclear Power, 2019) för:
