Aspecte privind securitatea centralelor nuclearo-electrice

Aspecte privind securitatea centralelor nuclearo-electrice

1. Generalitati

Tehnica nucleara a debutat la 02.12.1942 cand, Enrico Fermi si echipa sa, au pus in functiune, la Universitatea din Chicago, primul reactor nuclear din lume. Din nefericire, dupa acest inceput pasnic, a urmat (august 1945) un episod dramatic (Hiroshima si Nagasaki).

Dupa al doilea razboi mondial, in paralel cu filiera militara a energiei nucleare, au aparut si o serie de aplicatii pasnice, dintre care producerea de electricitate este de importanta deosebita. Astazi, efectul de sera - provocat de acumularea in atmosfera a bioxidului de carbon provenit din arderea combustibililor fosili - se manifesta tot mai nelinistitor la scara planetara. Pe de alta parte, conversia altor surse de energie (solara, geotermala etc) nu este competitiva. In aceste conditii, EE de origine nucleara reprezinta una din principalele alternative ecologice de asigurare cu EE a omenirii.

In lume functioneaza peste 45 de reactoare energetice cu putere operationala de peste 350 GW, amplasate in 27 de tari, cu o durata cumulata de functionare de peste 5400 de ani. In unele tari EE produsa in CNE depaseste 40 din totalul de EE care se produce: Franta (72,7 ), Belgia (59,3 ), Suedia (51,6 ), Ungaria (48,4 ), Coreea de Sud (47,5 ), Elvetia (40

Denumirile utilizate in literatura de specialitate pentru principalele filiere nucleare si, in consecinta, pentru reactori si CNE sunt detaliate in [25]. In tabelul 6.15 sunt mentionate tipurile de reactoare (CNE) mai des intalnite in exploatare.

Tabelul 6.15 - Reactoare (CNE) mai frecvent intalnite.

Sunt in curs de cercetare si introducere reactoare cu neutroni rapizi, reproducatoare.

Romania a adoptat filiera PHWR, propunandu-si sa instaleze 5 grupuri a cate

650 MW, in CNE Cernavoda. Reactoarele respective se mai numesc si PHWR-CANDU (Canadian-dueterium-uranium), fiind produse in Canada si sunt caracterizate prin:

securitate intrinseca foarte buna in functionare;

mare disponibilitate;

utilizarea uraniului natural este mult mai accesibila (financiar);

randament: (29

abur saturat la (42 46) atm.

Schema de principiu a unui grup nuclearogenerator PHWR se prezinta in fig. 6.57.

Fig. 6.57 Schema de principiu a unui grup nuclearogenerator PHWR

2. Concepte privind securitatea CNE

Securitatea CNE este inteleasa ca un ansamblu de principii, solutii, masuri si mijloace tehnico-manageriale, menite sa previna accidentele nucleare si sa limiteze extinderea acestora, in caz de aparitie.

Cerintele de securitate nucleara influenteaza, nemijlocit, conceptia tehnica generala de realizare a CNE. Aceasta interdependenta, precum si sfera de preocupari pe care o implica, este prezentata schematic in fig. 6.58.

** ** ** ** *** Fig. 6.58 ** ** ** ** ** ** *****

Problemele care sunt analizate in cadrul securitatii nucleare vizeaza:

sursele de produse radioactive, mecanismul aparitiei si degajarii acestor produse, efectele produselor radioactive;

transmiterea produselor reactive pe circuitele tehnologice, in CNE si in mediul inconjurator;

dimensionarea protectiilor biologice, dozimetria tehnologica si biologica, stabilirea regimului de lucru pe zone;

analiza regimurilor normale de functionare si dimensionarea sistemelor de control si supraveghere;

analiaza regimurilor accidentale si de avarie, prevederea unor sisteme speciale pentru limitarea consecintelor acestora, numite sisteme tehnice de securitate (STS);

elaborarea masurilor si mijloacelor de protectie in zona de amplasare.

Riscul nuclear se defineste astfel [25]:

(6.90)

unde

P(i) - probabilitatea ca, intr-un interval de timp, sa apara evenimentul (i) de initiere a unei stari anormale sau accidentale;

k(i) - marimea consecintelor, exprimata prin evacuari de produse radioactive, provocate de evenimentul (i).

In consecinta, admitand ca pricipiu de baza al asigurarii securitatii nucleare atingerea unui risc nuclear foarte mic, rezulta urmatoarele directive:

evacuarile de produse radioactive, in regimurile normale de functionare, se vor mentine la nivel minim;

pentru evenimentele cu frecventa mai mare de aparitie, limitele admisibile pentru evacuarile de produse radioactive trebuie sa fie mai reduse.

Ca si consecinta a principiului de baza (risc nuclear foarte mic) rezulta un alt principiu fundamental al asigurarii securitatii nucleare, principiul protectiei in adancime, care implica prevederea mai multor nivele de asigurare a securitatii nucleare:

nivelul 1 - structurile tehnologice nucleare de baza (STB) sunt proiectate, fabricate, montate, testate si puse in functiune conform unor standarde de inalta calitate, astfel incat probabilitatea de defectare pe parcursul functionarii sa fie minima;

nivelul 2 - prevederea unor sisteme speciale tehnice de securitate (STS) care intervin in eventualitatea defectarii STB (ex: sistemul de oprire a reactorului, racirea de avarie a zonei active, etc.)

nivelul 3 - asigurarea unei inalte fiabilitati a STB si SP, prin practicarea redondantelor adecvate, inclusiv redondanta principiului de functionare al SP.

In literatura se remarca doua abordari, complementare, ale securitatii nucleare: determinista si probabilistica.

In abordarea determinista se analizeaza cauzele si consecintele eventualelor accidente nucleare si se prevad mijloacele tehnice necesare evitarii acestora (selectarea componentelor conform principiului calitatii maxime, fiabilizare, STS, bariere fizice). In situatii anormale sau accidentale se urmareste: oprirea reactorului si mentinerea in starea subcritica, indepartarea caldurii reziduale, interpunerea unor bariere pentru evitarea contaminarii mediului ambiant. Pentru fiecare accident cu pierderea agentului de racire (APAR), inclusiv pentru accidentul maxim credibil, se analizeaza desfasurarea accidentului, efectele, interventia si eficacitatea STS. In abordarea determinista se au in vedere modele analitice pentru [25]:

analiza regimurilor tranzitorii de temperatura si presiune in anvelopa CNE la APAR;

analiza dispersiei si propagarii substantelor radioactive.

Abordarea probabilistica a securitatii nucleare a fost introdusa de catre Farmer (1967), pornind de la ideea ca riscul nuclear este: definit atat de probabilitatea de aparitie a unui accident cat si de consecintele asociate acestui accident (exprimate in Curie de radioactivitate evacuata in mediu). In acest mod, riscul nuclear admisibil reprezinta o curba limitata in planul probabilitate-consecinte.

Metoda se bazeaza pe modelul oferit de curba din fig.6.59 si considera maximum 5 accidente semnificative sub aspectul riscului nuclear. Curba limita a riscului imparte domeniul plan in doua regiuni: regiunea riscurilor acceptabile (sub curba limita) si regiunea riscurilor inacceptabile (peste curba limita).

Fig. 6.59 - Curba de probabilitate Farmer

Dreapta (a) este prima varianta propusa de Farmer, iar curba (b) este aliura definitiva, acceptata actualmente pentru curba limita. Analiza securitatii nucleare cu ajutorul curbei lui Farmer este o analiza de tip discret (eveniment cu eveniment), limitata in privinta capacitatii de apreciere a riscului total.

Metoda Otway recomanda estimarea riscului nuclear printr-o expresie continua care tine seama de conditiile meteorologice, demografice si dozimetrice:

(6.91)

Metoda Rasmussen recomanda estimarea riscului nuclear, conform schemei din

fig. 6.60, detalierea efectuandu-se conform metodei arborilor de evenimente si defectiuni.

Fig. 6.60 - Schema logica a studiului Rasmussen

Specialistii de la NRC (Nuclear Regulatory Commission) au catalogat o serie de 133 insuficiente de constructie si de operare din cadrul CNE, dintre care urmatoarele pot avea consecinte foarte grave:

socuri de presiune ce pot provoca spargeri de conducte in circuitul primar;

peretele de beton al reactorului insuficient de rezistent la presiuni nesimetrice;

coroziunea conductelor de presiune ale generatorului de abur;

nefunctionarea probabila a barelor de control;

degradarea, in timp, a vasului de presiune al reactorului, sub efectul radiatiilor;

suporturile din otel ale generatorului de abur si pompelor de racire insuficient de

rezistente;

neconcordanta in programul de lucru al echipelor personalului de securitate;

fiabilitate redusa a unor aparate de masura, in conditii de functionare anormala a

CNE;

insuficienta protectie impotriva greselilor de manevra;

norme partial gresite asupra sistemului de racire de securitate al reactorului;

posibilitatea de periclitare a depozitelor intermediare de reziduuri radioactive;

nerespectarea normelor de protectie antiseismica;

protectie inadecvata a pompelor de circulatie de avarie.

Aceste insuficiente au fost catalogate dupa accidentul care a avut loc la CNE Three Mile Island (SUA) in anul 1979. La conceperea, proiectarea si executia noilor CNE s-a avut in vedere eliminarea acestor insuficiente.

3. Solutii tehnice aplicate pentru cresterea securitatii CNE

La CNE, pe primul plan este pusa problema securitatii nucleare, disponibilitatea fiind o problema de ordin secundar. In continuare, sunt enumerate principalele aspecte tehnice menite sa asigure o inalta securitate a CNE. Detalierea acestor aspecte se poate urmari in

[25].

3.1. Calitatea materialelor si componentelor

Sursele de impuritati in CNE sunt mai numeroase decat in CE clasice. Impuritatile provin, indeosebi, din: apa de adaus, uzura si descompunerea radiolitica a unor elemente interne. Datorita cerintelor de securitate, surselor de impuritati si actiunii specifice a radiatiilor, materialele si componentele din CNE sunt supuse unor teste menite sa certifice calitatea si adaptabilitatea acestora pentru conditiile respective.

Testele de calitate cel mai frecvent efectuate sunt:

dualiza chimica;

intindere si comprimare;

rezilienta;

tenacitate;

fragilitate;

coroziune;

oboseala;

control nedistructiv;

factorii de rupere elastica si plastica la tenacitate;

NDT (Nil Ductility Transition);

elasticitatea liniara cu rupere mecanica;

testul de energie (energia inmagazinata in functie de temperatura);

Materialele sunt testate, conform unor standarde si coduri (PVRC-ASEM-ASTM-NRC-ASME), care cuprind:

materialele ce urmeaza a fi testate;

tipul de teste care trebuie trecute;

cerinte de testare si standarde de acceptare;

baze pentru evaluarea conditiilor de lucru;

standarde de evaluare a daunelor nucleare.

3.2. Fiabilitatea elementelor si subsistemelor CNE

Asigurarea unei securitati adecvate a CNE, implica existenta unei fiabilitati corespunzatoare a elementelor si subsistemelor din structura acestora.

La evaluarea fiabilitatii CNE se au in vedere trei grupe de componente:

componente similare cu cele din CE clasice si care functioneaza in conditii identice;

componente similare sau identice cu cele din CE clasice, dar care functioneaza in conditii diferite, mai severe (flux de radiatii nucleare, temperaturi mai ridicate, etc.);

componente complet noi si care functioneaza in conditiile specifice CNE.

Pentru prima grupa de componente, exista indicatori de fiabilitate credibili, obtinuti prin prelucrarea datelor statistice acumulate la CE clasice si CNE. Cu referire la ultimele doua categorii de componente, s-au avut in vedere doua cai menite sa facilitaze stabilirea valorilor pentru indicatorii de fiabilitate:

studii de fiabilitate experimentala asupra reactoarelor de cercetare, dezvoltandu-se metode de incercare prin care se reproduc, la scara redusa, conditiile reale (incercari accelerate, simularea regimurilor de avarii, etc.);

prelucrarea datelor statistice rezultate din exploatarea CNE.

In acest mod, actualmente se dispune de indicatori cu valori suficient de credibile pentru efectuarea unor analize obiective privind fiabilitatea CNE si a subsistemelor din structura acestora.

Comparatia intre CNE si CE clasice, sub aspectul analizelor de fiabilitate, evidentiaza unele diferentieri care au in vedere structura si regimurile de functionare, astfel:

se remarca diferenta de structura ce provine din existenta unui sistem nuclear de producere a aburului complet diferit de cazanele clasice generatoare de abur (de obicei generatorul nuclear de abur este complet separat de restul CNE, formand un circuit inchis);

din cauza radiatiilor nucleare, componentele CNE se uzeaza mai rapid si au, in general, durata de viata mai redusa;

in zonele iradiate accesul este limitat sau imposibil, ceea ce afecteaza regimul de mentenanta si deci, disponibilitatea CNE;

utilizarea aburului saturat solicita termic si dinamic (vibratii) mai intens turbinele care, in consecinta, se defecteaza mai frecvent decat in CE clasice;

exista si unele aspecte favorabile: zone cu temperaturi si presiuni mai reduse, respectiv, mediul ambiant mai curat decat in CTE pe carbune.

Metodele de calcul a indicatorilor de fiabilitate previzionala ai CNE si a subsistemelor acestora au fost expuse in paragraful 6.3. Se aplica indeosebi: metoda diagramelor echivalente de fiabilitate, metoda arborilor de evenimente si metoda proceselor Markov cu parametru discret. Elementele amplasate in zone cu radiatii se incadreaza in categoria 'nereparabile'.

O metoda, ridicata la rang de principiu, pentru fiabilizarea CNE, cu scopul asigurarii securitatii CNE - redondanta elementelor, subsistemelor si, chiar, a principiului de functionare - a fost mentionata in paragraful 2.

Fiabilizarea CNE se face si prin: adoptarea unor scheme adecvate pentru serviciile proprii, alegerea corespunzatoare a surselor autonome si respectiv, adoptarea unor scheme adecvate de racord a grupurilor generatoare la SEE. Aspecte privind adoptarea subsistemului de servicii proprii al CNE s-au prezentat in paragraful 6.3.5. In continuare, se fac scurte referiri privind sursele autonome si racordul la SEE.

3.3. Alegerea surselor autonome din CNE

La CNE se disting, in exploatare, urmatoarele sisteme esentiale:

sistemul tehnologic - include totalitatea echipamentelor implicate in procesul de producere a EE;

sistemul de protectie - asigura protectia zonei active a reactorului in cazul unor incidente sau avarii in sistemul tehnologic;

sistemul de retinere - localizeaza si retine produsele radioactive.

Ultimele doua sisteme sunt cunoscute sub denumirea de STS. Echipamentele electrice ale STS sunt prevazute cu posibilitate de alimentare din SEE (alimentarea normala) sau de la sursele autonome (interne). Sursele autonome sunt de obicei: grupuri generatoare Diesel si baterii de acumulatoare. Utilizand invertoare, tensiunea continua a bateriilor este transformata in tensiune alternativa. Uneori se utilizeaza CHE sau CTEG. Generatoarele Diesel sunt destinate sa intervina, indeosebi, la accidentele din partea nucleara.

Modul de incadrare a receptoarelor interne in una din cele patru clase si modul de racord la sursele interne s-a prezentat in paragraful 6.3.5.

Regimurile de avarie care solicita functionarea generatoarelor Diesel sunt, in principal, urmatoarele:

ruperea conductei reactor-generator de abur din bucla principala, concomitent cu pierderea alimentarii normale din SEE (baza si rezerva);

descarcarea brusca de sarcina, concomitent cu pierderea alimentarii normale din SEE.

Se utilizeaza grupuri Diesel cu puterea unitara de (2 4) MW, avand urmatoarele performante:

demaraj si incarcare, pana la 0,4 P_n, in 15 s;

incarcarea la P_n, dupa inca 30 s;

sa suporte pierderea oricarei sarcini;

sa alimenteze in mod continuu, dupa stabilirea regimului de functionare, suma sarcinilor necesare.

O caracteristica a CNE este prezenta unor consumatori vitali la MT. Aceasta implica o atentie deosebita in alegerea tipului de rezerva tehnologica a grupurilor Diesel. Aplicand metodele probabilistice de simulare in timp a functionarii sistemului, se adopta varianta optima rezultata din analiza variantelor: un grup Diesel (rezerva 0%), doua grupuri Diesel dimensionate fiecare pentru puterea consumatorilor (rezerva 100%), trei grupuri Diesel dimensionate fiecare la 50% din puterea consumatorilor (rezerva 50%).

Nivelul de tensiuni, organizarea schemelor de alimentare si gruparea consumatorilor sunt aspecte care au impact deosebit asupra alegerii surselor autonome ale CNE. Spre exemplificare, la CNE de tip CANDU, s-a impus - din cerinte de securitate - urmatorul mod de organizare a consumatorilor de clasa I si II:

sursa tripla de alimentare (48 V.c.c.) pentru aparatura de masura si control la sistemele de securitate;

sursa tripla de alimentare (220 V.c.c.) pentru intreruptoarele de circuit si motoare de c.c.;

sursa tripla de alimentare (220 V.c.a., monofazic) pentru AMC la sisteme de securitate si pentru calculatoarele de proces;

sursa dubla de alimentare (380 V.c.a., trifazic) pentru iluminatul de avarie si pentru actionarea motoarelor din sistemele de securitate care trebuie sa intervina la caderea alimentarii consumatorilor de clasa III.

Se analizeaza regimurile normale si accidentale de functionare ale CNE, stabilindu-se graficele de incarcare secventiale si dimensionandu-se corespunzator sistemul de alimentare cu EE, inclusiv sursele autonome.

3.4. Racordul la SEE

Racordul la SEE se face in functie de distanta si puterile ce urmeaza a fi transportate, existand in acest sens, corelatii (putere-tensiune) confirmate de practica exploatarii SEE [7, 25]. In general, pentru grupuri cu puterea unitara pana la 220 MW racordul se face la 220 kV, pentru grupuri cu puterea unitara intre 300 si 600 MW se recomanda racordul la 400 sau 750 kV.

Alegerea schemei optime se face dupa analiza comparativa a variantelor plauzibile. In acest sens, se au in vedere:

numarul de grupuri instalate in CNE;

posibilitatea de evacuare a puterii;

elasticitatea schemei;

nivelul de siguranta.

Pentru racordul CNE la SEE se analizeaza, comparativ, cu referire la conditiile concrete, urmatoarele tipuri de scheme:

doua bare colectoare + bara de ocolire;

doua bare colectoare + bara de transfer;

trei bare colectoare;

sistem dublu de bare colectoare sectionate;

statie de conexiuni cu 1,5 intreruptoare pe circuit;

statie de conexiuni in poligon dublu rezervat.

3.5. Barierele fizice impotriva radiatiilor

Pe langa STS, CNE inglobeaza o serie de mijloace menite sa evite propagarea radiatiilor nucleare. De exemplu, CNE de tip CANDU au urmatoarele cinci bariere impotriva produselor de fisiune:

combustibilul ceramic;

teaca combustibilului (zircalloy);

sistemul de transport al caldurii;

anvelopa de protectie;

zona de excludere (cu raza de 1 km in jurul CNE).

3.6. Oprirea de siguranta a reactorului (RN)

La proiectarea sistemelor de control ale RN exista doua conditii distincte:

reglarea RN - sistemul care regleaza puterea RN in regim de functionare, oprirea si pornirea, depistand evenimente anormale ca: declansarea turbinei, a pompelor de circulatie, deconectarea de la reteaua electrica, etc.

oprirea de siguranta a RN - sistemul care opreste RN foarte rapid atunci cand puterea acestuia depaseste nivelul regimului de functionare in conditii de siguranta. Conditii impuse sistemului de oprire:

probabilitate de buna functionare

independenta (fizica si functionala) fata de sistemul de reglaj al RN si fata de toate celelalte sisteme de securitate ale RN;

pentru orice avarie potentiala are doua moduri de supraveghere, utilizand doi parametri diferiti;

posibilitate de testare a functiilor de declansare;

defectarea elementelor sa nu afecteze fiabilitatea sistemului;

sistemul actioneaza la opririle care nu sunt necesare, perturbatiile de proces fiind preluate de sistemul de reglaj.

Spre exemplificare, in fig. 6.61 se prezinta o schema simpla a sistemului de oprire triplu.

Fig. 6.61 - Sistem triplu de oprire a reactorului

3.7. Alte masuri:

amplasamentul CNE se stabileste in zone unde fenomenele catastrofice (cutremure, uragane, inundatii) sunt foarte putin probabile;

masuri speciale de protectie antiseismica [25];

semnalizare adecvata a starii reactorului, astfel:

de avarie (sunete luminoase si acustice) atunci cand parametrii ating valorile de actionare a protectiei de avarie;

de avertizare (luminoase si acustice) cand parametrii se apropie de valorile la care actioneaza protectia de avarie, radiatiile depasesc limitele prestabilite si functionarea normala a echipamentelor este afectata;

indicatoare - precizeaza pozitia elementelor de executie, prezenta tensiunii, starea echipamentelor.

STS sunt supuse periodic, conform unui grafic prestabilit, unor lucrari bine precizate de verificare si mentenanta;

PIF a CNE, dupa finalizarea lucrarilor de constructie-montaj, implica:

efectuarea lucrarilor de pornire, testare si punere la punct a componentelor, inclusiv a STS;

intocmirea documentatiei tehnice si de exploatare;

completarea si scolarizarea personalului;

efectuarea pornirii fizice si a celei energetice (proba completa a echipamentelor CNE);

pornirea si functionarea reactorului CNE.

testarea periodica a personalului;

diagnoza tehnica adecvata.

4. Sinteza a accidentului de la CNE Cernobil

Pe parcursul celor 40 ani de dezvoltare rapida si spectaculoasa a celei mai dinamice ramuri a energeticii s-au produs mai multe accidente nucleare. Toate celelalte au fost stapanite evitandu-se catastrofe si, respectiv, efectele in mediu. Cele mai grave accidente au fost la Three Mile Island (SUA, 28.03 '79) si Cernobil (URSS - Ucraina, 26.04 '86). In primul caz, produsele radioactive scapate din reactor au ramas containerizate in interiorul anvelopei si emanatiile nu au depasit dozele admisibile. In cazul CNE Cernobil, accidentul poate fi caracterizat ca si catastrofic prin efectele sale in zona si in intreaga lume.

CNE Cernobil (CNEC) se afla la 130 km de Kiev. Este echipata cu reactoare LWGR (in rusa RBMK) avand puterea termica 3200 MW_t si puterea electrica 1000 MW_e. La data accidentului erau in functiune 4 grupuri (primul pornit in '77 si ultimul in '83 - la care s-a produs accidentul) precum si doua grupuri identice in constructie.

La 25 aprilie '86 ora 1, cu 24 ore inainte de accident, operatorii incep reducerea puterii grupului 4, pregatindu-se sa execute operatiile corespunzatoare la doua evenimente programate:

un experiment (test) cu deconectarea unuia din cele doua turbogeneratoare ale grupului;

oprirea programata a grupului pentru revizie si reparatie anuala care trebuia sa inceapa dupa experiment.

Se urmarea testarea unui regulator de tensiune de conceptie noua.

Variatia de putere a RN este reprezentata in fig. 6.62.

Fig. 6.62 - Variatia puterii in timpul accidentului de la CNE Cernobil

Analizand diagrama putere-timp se constata ca:

Intre orele 01.00 - 13.00 se executa reducere normala a puterii (50%). Un turbogenerator (nr. 7) a fost oprit si tot aburul produs de reactor a fost dirijat catre turbina

nr. 8, toate serviciile proprii electrice au fost comutate pe acest agregat. Sistemul de racire la avarie a zonei active (SRAZA) a fost deconectat, conform programului experimentului.

Dispecerul sistemului energetic a cerut, in acel moment, sa se opreasca reducerea puterii grupului pentru a face fata solicitarii de putere. Puterea a fost mentinuta la 1600 MW_t dar SRAZA nu a fost repus in functiune.

La ora 23.00 se reia reducerea de putere, programata pana la (700 - 1000) MW_t pentru efectuarea experimentului.

La ora 0 si 28 min (26.04), datorita unei greseli a operatorului (otravirea cu xenon) puterea scade brusc la 30 MW_t

La ora 1.00, operatorul reuseste aducerea puterii la 200 MW_t prin scoaterea barelor de reglaj manual din ZA, ceea ce a condus la o rezerva de reactivitate foarte redusa (mult sub cea impusa de prescriptiile de exploatare). Cu toate ca RN era intr-o stare neconforma cu regulamentul de exploatare, in loc sa fie oprit, a continuat sa functioneze.

La ora 1 si 23 min, desi rezerva de reactivitate era mica (6 bare fata de 30) s-a hotarat inceperea testului (in mod normal, la aceasta rezerva de reactivitate RN trebuia oprit). Se blocheaza declansarea reactorului la oprirea turbinelor, pentru a putea repeta testul la nevoie. Incepe experimentul programat.

La ora 1.23' 21'', barele de control automat se introduc in RN, reactivitatea totala si puterea reactorului incep sa cresca. Barele introduse nu reusesc sa compenseze cresterea de reactivitate.

La ora 1.23' 40'' se actioneaza butonul manual de oprire prin avarie a RN. Toate barele de reglaj incep sa intre in ZA, dar era prea tarziu, se resimt socuri. Operatorii (cand mai erau inca in viata) au declarat ca, atunci cand butonul de avarie a fost apasat, au observat ca puterea creste rapid si au auzit semnalizari de depasire a puterii. Puterea a crescut, in 4 secunde, de 100 de ori peste nominal. Apare fragmentarea combustibilului si cresterea rapida a parametrilor aburului. Are loc prima explozie (a aburului) care - cu o energie de 2000 MJ - a dislocat capacul de beton de 1000 tone care acoperea reactorul si a rupt canalele de combustibil. Peste o secunda are loc a doua explozie (cea chimica, a hidrogenului si oxidului de carbon). S-a distrus ZA, cladirea reactorului si s-a aprins grafitul.

S-au degajat in mediu produse de fisiune si gaze inerte cu o valoare totala de

⁸ Curie.

In momentul accidentului erau in tura 176 persoane (grupurile 1-4) si 276 constructori (grupurile 5 si 6).

Cazuri mortale pana 25.08 '86: 31 persoane.

Doza colectiva externa incasata de cei 135.000 de locuitori care au fost evacuati din zona cu raza de 30 Km a fost de 1 mil om-rem. Au fost afectate si alte zone.

S-a constatat cresterea numarului cazurilor mortale de cancer (existent si preconizat pentru 50 de ani in zona europeana a CSI).

Vinovati nu sunt numai operatorii. Academicianul Legasov amintea in memoriile sale unele din cauze:

proiectantii nu au prevazut sisteme de protectie si securitate capabile sa previna un accident, cu deconectarea deliberata a sistemelor termice de protectie in acelasi timp cu violarea regulilor de operare, considerand o astfel de suprapunere de evenimente imposibila;

programarea experimentului a fost incorecta, nereflectandu-se suficient asupra detaliilor care pot aparea (in programul scris erau neclaritati si stersaturi);

programul experimentului nu a avut aprobarea scrisa a celor in drept (ce trebuiau sa-l sanctioneze) - Inspectia de stat pentru energie nucleara;

in tara nu s-a acordat atentie suficienta problemelor securitatii nucleare (au inceput sa slabeasca institutiile de cercetare, s-a pierdut dotarea cu echipamente, imbatranire personal, nu erau agreate problemele noi privind sistemele de conducere si diagnosticare);

reactorul RBMK are faima proasta printre reactoristi avand numeroase dezavantaje (de exemplu, numai operatorul poate comanda introducerea barelor de avarie in reactor);

calitatea echipamentelor furnizate CNE, inainte de accident, lasa de dorit;

calitatea personalului de exploatare scadea (se faceau discutii de zece ani despre simulator si de cinci ani despre diagnosticarea starii echipamentelor din CNE, dar nu se facea nimic in acest sens, operatorii nu erau suficient instruiti, angajarea personalului la CNE - URSS se facea ca la orice obiectiv industrial, fara o selectie speciala);

raspunderea pentru realizarea tuturor etapelor de constructie a unei CNE nu era unica (ca in alte domenii de mare raspundere - aviatie. etc.);

Zona activa a RN a fost acoperita (ingropata) intr-un 'sarcofag' din 5000 t de materiale:

brom (absorbant de neutroni);

dolomita (absorbant de caldura);

plumb (protectie si absorbant);

argila si nisip (filtru).

Accidentul de la Cernobil, cu consecinte in toata lumea, a zdruncinat increderea omenirii in CNE, punand sub semnul intrebarii viitorul acestora. S-a produs reconsiderarea si stoparea programelor CNE intr-o serie de tari (SUA, Suedia, etc.).

5. Aspecte privind incadrarea in normele de securitate nucleara

a CNE Cernavoda

Pe langa zona de excludere (cu raza de 1 km), in conformitate cu Normele Republicane de Securitate Nucleara, se constituie, pentru amplasament, o zona cu populatie redusa, avand raza de 2 km. Modul in care s-a efectuat zonarea teritoriului este prezentat in fig. 6.63.

Fig. 6.63 - Explicativa privind zonarea teritoriului

In fixarea celor doua zone s-a avut in vedere cerinta asigurarii urmatoarelor doze:

pentru zona de excludere, pe contur:

doza de inhalare: D_i = 100 rem, t = 2 h;

doza totala de iradiere: D_ex = 25 rem, t = 2 h;

pentru zona cu populatie redusa, pe contur:

D_i = 100 rem, t = 30 zile; D_ex = 25 rem, t = 30 zile;

doza colectiva: D_C ⁶ om rem, in sectorul cel mai populat.

In tabelul 6.16 sunt prezentate dozele limita admise de normativele interne privind securitatea nucleara.

Tabelul 6.16 - Doze radioactive limita

Radionuclizii evacuati, in mod controlat in aer din CNE - CANDU, sunt cuprinsi in tabelul 6.17.

Tabelul 6.17 - Radionuclizi evacuati din CNE - CANDU

Conform normativului NRSN, unul sau mai multi radionuclizi se pot considera absenti, in mediul dat, cand sunt satisfacute relatiile:

unde

C_a, C_b - concentratia radionuclidului (a, b);

(CMA)_a, (CMB)_b - concentratia maxima admisa a radionuclidului (a, b).

Dispersia radionuclizilor in aer este evaluata pe o distributie Gauss, conform ghidului AIEA.

Prin proiectarea CNE Cernavoda, s-au asigurat valori ale emisiilor in aer, la functionarea normala si in caz de accident, ce nu depasesc normele in vigoare.