 |
|
 |  |
|
|
| |
 | Administratie | Contabilitate | Contracte | Criminalistica | Drept | Legislatie |
Principalele domenii de cercetare ale securitatii nucleare pot fi incadrate in urmatoarele categorii:
Integritatea echipamentelor si a structurilor
Operarea (incluzand factorul uman, controlul centralei si monitorarea, protectia la incendii si experienta de operare etc.)
Tranzientii centralei
Fiabilitatea si evaluarea securitatii
Accidentele severe
Integritatea echipamentelor si structurilor
Acest domeniu acopera problemele referitoare la materialele si structurile centralei, integritatea structurala, examinarea nedistructiva, performantele anvelopei, integritatea materialelor si a echipamentelor si riscul asociat activitatii seismice.
Activitatea de cercetare in aceasta directie conduce la probleme legate de imbatranirea centralei. Scopul cercetarii este intelegerea calitativa si cantitativa a modului in care, de-a lungul duratei de functionare, mediul din reactor si conditiile de operare degradeaza rezistenta si integritatea structurilor, a sistemelor si a componentelor. Aceasta intelegere este necesara atat pentru conditiile normale de operare, cat si pentru capacitatea de a evalua raspunsul structurilor in conditiile unui accident (incluzand evenimente seismice).
Multe dintre cercetarile referitoare la componentele circuitului primar (vase de presiune, tevi, tuburile generatorilor de abur) evalueaza degradarea materialelor datorita unor factori cum ar fi: efectele apei, temperaturile de operare, etc. De asemenea, cercetarile se refera la eficienta inspectiilor nedistructive in detectarea si caracterizarea ruperilor si a altor forme de degradare.
Cercetarile limitelor presiunii circuitului primar din cadrul domeniul integritatii structurale includ atat metode de analiza deterministe cat si probabiliste; aplicatiile se situeaza in cadrul evaluarilor de tip "scurgere inainte de rupere" pentru tevile sistemelor, anticiparea rezistentei la plesnire si a ratei de scurgere pentru tuburile degradate ale generatorilor de abur.
Alte cercetari din acest domeniu, pe langa asigurarea integritatii limitelor de presiune ale circuitului primar, examineaza efectele imbatranirii asupra integritatii si operabilitatii componentelor electrice si mecanice si asupra structurilor betonului. Integritatea vietii unor componente - vane, beton, materiale incapsulate, cabluri, etc - expuse conditiilor grele ale mediului reactorului, trebuie sa fie tinuta sub control atent, mai ales acolo unde aspectele sigure ale performantei sunt cunoscute ca se degradeaza in timp. De exemplu, vanele motorizate (motor operated valves - MOV) se degradeaza datorita eroziunii sau coroziunii corpului vanei si datorita uzarii partilor in miscare.
OPERAREA
Activitatea de cercetare in domeniul componentelor si sistemelor centralei precum si a comportarii acestora au dus la imbunatatirea fiabilitatii si performantelor. Atat organele de control cat si operatorii recunosc acum ca factorul uman este un pas important in progresul securitatii centralelor nucleare. Analizele datelor de operare arata o contributie semnificativa a factorului uman (de fapt a erorii umane) in initierea accidentelor si raspunsul la accidente. Pe de alta parte, flexibilitatea si abilitatea unor operatori foarte bine antrenati pot contribui esential la succesul prevenirii accidentelor si totodata la managementul situatiilor de accident. Oamenii joaca un rol vital in toate aspectele legate de operare, incluzand dezvoltarea abilitatilor de conducere si de organizare; echilibrul optim intre activitatile umane si automatizarea centralei este destul de dificil de definit dar din fericire, experienta indica faptul ca solutiile satisfacatoare pot fi realizate prin multe abordari diferite.
Factorul uman este un domeniu vast de cercetare si cere o abordare interdisciplinara, care combina expertize sociologice, psihologice si tehnice. Ancorarea activitatii de cercetare in planul operarii centralei cere contributii si de la operatorii centralei si de la personalul de intretinere.
Temele majore pentru activitatea de cercetarea in domeniul factorului uman sunt urmatoarele:
Caracterizarea si evaluarea performantelor organizatorice, a persoanelor si echipelor
Interfata om-masina, comunicarea in camera de comanda si in alte locuri ale centralei
Selectarea si antrenarea personalului
Operatii de intretinere si testare ale centralei
Managementul securitatii totale
Controlul centralei si monitorarea
Tendintele de dezvoltare a sistemelor intr-o centrala nucleara sunt diverse:
Imbunatatirea proiectarii si verificarea proiectelor
Metode de testare, pentru a demonstra functionarea corecta si ca au fost atinse performantele
Analiza modurilor de defectare si a efectelor, pentru a confirma ca proiectul a atins proprietatile dorite
analize de fiabilitate, presupumand defectari aleatoare ale echipamentelor si o limita de defectare de mod comun
verificarea proiectului, analize de test si fiabilitate, pentru a asigura securitatea sistemelor
In sistemele computerizate, datorita complexitatii functiilor, este dificil de demonstrat faptul ca proiectul este corect si ca verificarile sunt adecvate. Consideratiile software sunt inseparabile de proiectarea centralei, care determina in parte fiabilitatea ceruta a softului. In ultimii ani, cercetarile in domeniul softului s-au concentrat pe asigurarea echipamentelor in scopul imbunatatirii calitatii acestuia si totodata a eficientei proceselor de productie. Dezvoltarea unui sistem software pentru prevenirea, detectarea, inlaturarea sau aducerea in limitele de toleranta a defectelor depinde de specificatiile corecte si complete ale sistemului. Metodele adoptate vor depinde de utilizarea finala a sistemului software.
Rezultatele multor analize probabiliste de securitate nucleara (PSA) au indicat faptul ca incendiile contribuie cu un procent de 10-70% la frecventa de deteriorare a zonei active, PSA pentru incendii avand astfel un efect pozitiv major in securitatea centralei. Evaluarile deterministe pentru evaluarea riscului la incendiu sunt inca folosite, dar rolul analizelor probabiliste este din ce in ce important.
Protectia la incendii este bazata pe o combinatie de masuri pasive si active. Protectia activa la incendii include procedeele de detectare a incendiului, repararea sistemelor de stingere si conditiile de stingere.
Principalele probleme de interes pentru cercetare se refera la:
analize si evaluari
incendiile din sala turbinei si implicatiile lor
proiecte pentru protectia la incendiu
Utilizarea experientei de operare in scopul imbunatatirii procedurilor, si a echipamentelor este fara indoiala de o contributie majora in imbunatatirea securitatii unei centrale. Rolul de leader il ocupa operatorii, dar organizatiile de securitate trebuie sa fie suficient de bine informate pentru a face analize proprii asupra incidentelor. Folosirea experientei de operare este o practica obisnuita, dar oamenii nu-si pun intrebarea daca exista o legatura intre experienta de operare si cercetarea in domeniul securitatii nucleare. Aceasta relatie poate fi considerata din doua puncte de vedere:
a) Cercetarea poate imbunatati utilizarea experientei de operare
b) Experienta de exploatare poate initia cercetari noi in domeniul securitatii sau poate stimula programele existente.
Exemple de acest gen sunt reprezentate de studiile de imbatranire a materialelor si echipamentelor, studiile asupra factorului uman, termohidraulica si chiar accidente severe.
Tranzientii centralei
Evaluarile de securitate ale centralelor nucleare cuprind o paleta larga, de la tranzientii centralei (determinati mai ales prin termohidraulica si fizica neutronica) pana la accidentele severe (controlate de procesele dominate de interactia termohidraulicii cu chimismul si comportarea materialelor).
Analizele de termohidraulica sunt necesare pentru:
evaluarea securitatii proiectului centralei din punct de vedere al satisfacerii principiului "racirea zonei active si indepartarea caldurii reziduale"
determinarea numarului minim de sisteme de securitate necesare prevenirii deteriorarii severe a zonei active
dezvoltarea si verificarea procedurilor de managementul prevenirii accidentelor
teste benchmark si validarea simulatoarelor full scop.
Analizele de fizica reactorilor sunt necesare in particular pentru evaluarile de securitate ale proiectelor de zona activa, din punct de vedere al satisfacerii principiului "control al reactivitatii".
Cercetarile asupra tranzientilor centralei asigura intelegerea fenomenelor fizice, baze de date experimentale, obtinerea de instrumente analitice si coduri de calcul validate, cerute pentru analizele si reviziile de securitate ale urmatoarelor probleme:
tranzienti care apar la pornire sau la cooldown
- tranzienti neplanificati
moduri de operare la putere redusa si oprire
accidente baza de proiect
masuri de management al prevenirii accidentelor
alte accidente baza de proiect, incluzand stadiile initiale ale degradarii zonei active
Investigatiile experimentale sunt necesare atat pentru a asigura atat cunostintele fenomenelor fizice din cursul tranzientilor si accidentelor cat si pentru a genera baze de date experimentale in scopul validarii codurilor de calcul.
Codurile de calcul sunt necesare pentru a simula comportamentul centralei si al reactorului in conditii de accident. Este preferata metodologia "cea mai buna estimare" pentru a conserva abordarile traditionale. In acest sens, devine importanta cuantificarea incertitudinilor codurilor. In consecinta:
trebuie dezvoltate metode practicabile si bine fondate pentru cuantificarea incertitudinilor parametrilor de iesire in cazul codurilor importante
trebuie identificate si evaluate corelatiile parametrilor care nu au suportul datelor experimentale sau sunt bazate pe date ce nu acopera domeniul de interes al aplicatiilor dintr-o centrala nucleara
trebuie cuantificat efectul nodalizarii asupra analizelor de securitate nucleara
trebuie cuantificate incertitudinile in codurile de simulare a tranzientilor si a accidentelor.
O mare cantitate de date experimentale ce acopera parametrii de interes ai unei centrale nucleare sunt disponibile atat de la testele sistemelor integrate cat si de la testele cu efecte separate. A fost acumulata o buna cunoastere a fenomenelor fizice, a sistemelor centralei si a comportarii componentelor in conditiile unui tranzient sau in conditii accidentale.
Sunt disponibile metode neutronice eficiente, validate prin compararea cu masuratori nucleare si prin calcule benchmark internationale (care ar trebui continuate).
Codurile termohidraulice cele mai bine estimate (RELAP, TRAC, CATHARE, ATHLET, CATHENA) includ starea curenta si cele mai bune reprezentari ale unor fenomene fizice complexe. Aceste coduri sunt adecvate obtinerii de rezultate pentru unele scenarii de accident (de la LOCA mare, LOCA mic la tranzienti operationali) cu si fara interventie de operator. Pentru a se extinde utilizarea lor si in alte moduri de operare, trebuie imbunatatite modelele sistemelor importante. Noile date se vor referi la tranzientii aparuti la pornire sau la racire (cooldown), in modurile de functionare la putere redusa si oprire, la alte accidente care implica defectari multiple ale sistemelor precum si la masurile de managementul prevenirii accidentelor.
Computerele actuale nu asigura simularea in timp real a tranzientilor si accidentelor (implica defectari multiple ale sistemelor). Acest lucru este important in evaluarea si dezvoltarea procedurilor de management al accidentelor (incluzand comportamentul uman).
Limitele de deteriorare a combustibilului sunt folosite pentru asigurarea integritatii tecii, determinarii eliberarilor radiologice si a gradului de racire al zonei active:unele din aceste limite sunt afectate de gradul inalt de ardere.
La grade ridicate de ardere, in multe coduri de calcul nu sunt bine descrise schimbarile in distributia radiala de putere, eliberarile de gaze si proprietatile termice. Aceste schimbari vor afecta calculul energiei stocate, precum si alte conditii initiale pentru analizele de tranzienti.
Pentru anticiparea unui grad ridicat de ardere sunt folosite date pentru a imbunatati modelele si corelatiile in codurile de calcul
Rezultatele cercetarilor din Franta si Japonia indica o reducere a pragului de defectare referitor la pierderea ductilitatii provenita de la fluenta si absorbtia hidrogenului
Limitele de deteriorare pot fi stabilite de la intreg spectrul si pana la grade de ardere ridicate. Aceste limite trebuie sa se bazeze pe parametrii potriviti in scopul asigurarii integritatii combustibilului (ex. entalpie, oxidarea tecii, departarea fata de criza fierberii - DNB). De asemenea trebuie considerat intreg spectrul de tranzienti (inclusiv insertia de reactivitate si tipurile de LOCA)
Cele mai multe aplicatii PSA folosesc rezultatele analizelor PSA de nivel 1, in care sunt evaluate probabilitatile de aparitie ale accidentelor. In multe tari, PSA de nivel 1 este folosit pentru luarea deciziilor referitoare la securitatea centralelor nucleare. Nivelul 2 este utilizat pentru determinarea termenului sursa in accidentele care implica eliberarile din centrala, pentru dezvoltarea strategiilor de management ale accidentelor si pentru identificarea vulnerabilitatii anvelopei. PSA de nivel 3 (care considera efectele asupra mediului) este folosit pentru estimarea riscului asupra publicului si are utilizari limitate. Aplicatiile analizelor evenimentelor externe (cutremure, incendii si inundatii) sunt si ele limitate.
Utilizarea PSA in contextul managementului securitatii operationale are cea mai mare si mai rapida aplicabilitate datorita potentialului de a mentine si imbunatati nivelul de securitate al centralelor nucleare; de asemenea, ofera directii de utilizare optima a resurselor. Aceste tipuri de PSA, incluzand "Living PSA" vor fi utilizate pe o scara cat mai larga.
Analizele PSA de nivel 1 au atins un grad rezonabil de maturitate. Rezultatele lor sunt larg
folosite in luarea deciziilor cu privire la securitatea centralei (identificarea sistematica a vulnerabilitatii proiectului, evaluarea semnificatiei riscului in problemele legate de securitate, imbunatatirea si echilibrarea proiectelor pentru viitorii reactori si evaluarea evenimentelor de operare). Trebuie continuata colectarea si innoirea datelor si trebuie dezvoltate metodologii noi, in special in cazul erorilor umane si defectarilor de cauza comuna.
Rezultatele analizelor PSA sunt semnificative pentru luarea deciziilor in ceea ce priveste proiectele noi si pentru practici operationale potrivite (ex. configurarea sistemelor cu functii de securitatein timpul scoaterii din functiune).
Pentru analizele PSA de nivel 1 au fost stabilite si publicate numeroase manuale si metode standard; ele sunt des folosite atat la nivel national cat si la nivel international. Sunt disponibile si des utilizate baze de date de fiabilitate, de erori umane si de fiabilitate.
Eroarea umana si defectarile de cauza comuna
In aceste domenii de cercetare trebuie dezvoltate metode practice consistente, in special in anticiparea erorii umane. Este nevoie de modele cognitive despre comportamentul operatorilor, (modele care trebuie incluse in analizele cantitative), de dezvoltarea unor metode de modelare si de o continua colectare a datelor. Pentru a se asigura faptul ca defectarile de cauza comuna sunt tratate adecvat in analizele PSA, este nevoie de dezvoltarea tehnicilor care sa includa efectele defectarilor de cauza comuna (common cause failures - CCF) in datele de defectare ale componentelor similare.
In ciuda unor deficiente ale metodologiei si ale bazelor de date, tehnicile de PSA de nivel 1 sunt destul de mature, insa continuarea eforturilor de a minimiza incertitudinile ramane o prioritare esentiala. Aplicarea PSA de nivel 1 in luarea deciziilor cu privire la securitate va ramane dominanta.
Incertitudinile cauzate de modelare si ipoteze necesita studii sistematice, in scopul continuarii tratarii incertitudinilor statistice ale datelor de fiabilitate.
PSA pentru starea de oprire
In scopul utilizarii analizelor PSA pentru conditiile de pornire, racire (cooldown), oprire, operare la puteri reduse si in timpul realimentarii cu combustibil, trebuie dezvoltate metodologii si tehnici corespunzatoare.
Tehnicile existente pot utiliza analizele PSA pentru starea de oprire, atat in starea de operare cat si in starea de oprire, insa trebuiesc scoase in evidenta numeroasele operatii asumate starii de oprire.
Analizele PSA pentru starea de oprire a centralei trebuie sa fie realizate pentru identificarea si evaluarea unor domenii, in scopul imbunatatirii securitatii operatiilor efectuate in timpul opririi centralei. Aceste domenii includ:
planificarea si controlul activitatilor de scoatere din functiune
cerinte de specificatii tehnice
consideratii asupra factorului uman
Studiile de pana acum s-au bazat pe date colectate pentru functionarea centralei la putere nominala iar datele brute caracteristice conditiilor de oprire sunt incomplete si au nevoie de analize sistematice.
PSA pentru evenimente externe
Pentru evenimentele externe este important sa se evalueze contributia factorului uman la riscul centralei, in fiecare stadiu (pornind de la proiectarea si construirea centralei si pana la mentenanta centralei). Metodele care au fost dezvoltate in analizele PSA pentru evenimente externe sunt mai susceptibile la incertitudini decat cele dezvoltate pentru PSA in care sunt incluse numai evenimente interne.
Exista o unanimitate in evaluarea evenimentelor legate de seisme, incendii, inundatii si tornade. Este nevoie de curbe standardizate ale hazardului seismic si de tehnici pentru analizele de fragilitate. De asemenea, trebuie dezvoltate si validate modele pentru imprastierea incendiilor.
Interesul pentru analizele PSA pentru evenimente externe variaza in functie de conditiile sociale si pozitia geografica. De aceea sunt dificil de evaluat prioritatile fara discutii care vizeaza si alte zone.
Datele de fragilitate sunt limitate. Trebuie colectate (prin teste potrivite), date de fiabilitate ale componentelor in conditii severe de seism.
Analize PSA de nivel 2
Trebuie dezvoltata o metodologie consistenta pentru analizele PSA de nivel 2, astfel incat o abordare sistematica sa poata identifica secventele de accidente severe care necesita analize detaliate. Trebuie atent studiate incertitudinile cauzate de modelare si atribuirea de date.
Este general recunoscuta necesitatea unei mai bune intelegeri a fenomenelor determinate de progresia accidentelor severe. Un accent deosebit trebuie pus pe monitorarea post accident si pe performantele anvelopei. Studiile curente evidentiaza frecvente reduse comparate cu scenariile de defectare prematura a anvelopei. Pe de alta parte, a fost evidentiata importanta accidentului de ocolire a anvelopei, iar studiile de evaluare a fenomenului de incalzire directa a anvelopei sunt in progres.
Cercetarile in domeniul securitatii asupra accidentelor severe trebuie incorporate in analizele de PSA de nivel 2 si aplicate la identificarea strategiilor pentru managementul accidentelor si oprirea produsilor de fisiune.
Analize PSA de nivel 3
Este unanim recunoscuta importanta unui ghid pentru analizele de PSA nivel 3 precum si
un manual utilizat de experti, in scopul revizuirii activitatilor efectuate.
Sunt necesare discutii viitoare referitoare la utilitatea aplicarii analizelor PSA de nivel 3 pentru luarea deciziilor referitoare la securitate (incluzand analizele cost-beneficiu, evaluarea zonei si consideratiile de urgenta).
Accidente severe
Obiective:
a) Obtinerea unei intelegeri a fenomenelor care au loc in timpul evolutiei accidentului, adecvata scopurilor evaluarilor de securitate;
b) Identificarea masurilor pentru managementul accidentului care pot fi luate pentru
a stopa sau a atenua evolutia sau consecintele accidentului.
Necesitatea dezvoltarii unor programe de cercetare bine focalizate in acest domeniu, pare sa se mentina pentru urmatorii cativa ani. Astfel de cercetari sunt dificile si multe dintre ele, in particular cele experimentale, sunt costisitoare; este de aceea important sa se asigure faptul ca rezultatele otinute prin imbunatatirea securitatii, acopera cheltuielile efectuate. Adoptarea unor masuri de atenuare a fenomenelor poate, cu siguranta, sa elimine necesitatea unor cercetari prin inlaturarea completa a unor aspecte feneomenologice dificile. In schimb adoptarea unor interventii de tip ingineresc (spre exemplu supape filtrate pentru evitarea supra-presurizarii anvelopei) sunt atractive din punct de vedere al cercetarii.
In paralel cu experimentele, au fost dezvoltate coduri de calcul care utilizeaza cunoasterea, castigata sub toate aspectele, despre accidentele severe. Exista insa ingrijoarari asupra identificarii tuturor fenomenelelor relevante. Obtinerea unei abilitati in predictia evolutiei accidentului si a solicitarilor anvelopei, prin metode deterministe, reprezinta o sarcina foarte importanta, sarcina care este de nivel international deoarece aspectele principale sunt de tip generic si sunt toate concentrate asupra evitarii unei afectari majore a mediului.
Trebuie accentuat faptul ca eforturile din acest domeniu sunt cruciale pentru dezvoltarea unor strategii de management a accidentului care sa accentueze atat prevenirea cat si atenuarea consecintelor. Mai specific, datele disponibile si abilitatea intelectuala vor permite luarea unor masuri (sau imbunatatirea procedurilor existente) pentru:
a) Stoparea evolutiei distrugerii zonei active si retinerea acesteia in interiorul vasului reactorului;
b) Mentinerea cat mai mult timp posibil a integritatii anvelopei;
c) Minimizarea eliberarilor in mediu.
Principalele fenomene asociate cu accidentele severe sunt complexe, intercorelate si adesea implica o categorie larga de materiale aflate la temperaturi inalte si intr-un mediu dinamic. Unele fenomene au fost clar identificate si fac obiectul unor lucrari curente in cadrul programelor nationale si inernationale. Ele includ:
Fenomene 'in-vessel'
Degradarea zonei active si evolutia spre topire
Interactiunile combustibil-agent de racire (incluzand explozia aburului)
Interactia topiturii cu capatul de jos al vasului reactorului;
Eliberarea si transportul produsilor de fisiune.
Fenomene legate de anvelopa
Gradul de racire a topiturii si interactii zona activa- protectie beton
Aerosoli
Incalzirea directa a anvelopei
Combustia si transportul hidrogenului
Integritatea anvelopei
In ultimii ani au fost realizate programe de cercetare importante care acopera etapele initiale ale degradarii zonei active. Programele au acoperit umflarea si ruperea tecii (incluzand efecte ale comportarii termo-hidraulice), reactia zircaloy-abur, eliberarea hidrogenului, topirea barelor de control, etc. In general, procesele din cadrul etapelor inittiale sunt bine intelese, iar modelele de calcul si simulare sunt plauzibile. Totusi, odata cu disparitia formei geometrice a elementelor combustibile comportarea stratului de topitura, blocarile si formarea eutecticurilor topite devin greu de inteles. Interpretarea datelor experimentale existente este complicata de anumite incertitudini in proprietatile fizice ale materialelor la temperaturi inalte si de efectele de pierdere de caldura rezultate din scala limitata la care se desfasoara experimentele. Problema modelarii convectiei aburului prin zona activa, transportand caldura la componentele circuitului primar (care poate deci sa se defecteze si sa determine depresurizarea) este un alt exemplu de dificultate care rezulta in faza evolutiei accidentului. Toti acesti factori adauga incertitudini in probabilitatea ca o cantitate substantiala de crusta a topiturii sa-si gaseasca drumul spre plenumul inferior.
Evolutia topirii determina totodata conditiile care guverneaza eliberarea produsilor de fisiune si a aerosolilor, transportul si retentia lor in sistemul primar, masa, compozitia si temperatura topiturii eliberate din zona activa si din vasul reactorului. Informatiile sunt importante in evaluarea probabilitatii si a intensitatii interactiilor combustibil-agent de racire, atat 'in-vessel' cat si 'ex-vessel', si a sarcinilor care solicita integritatea anvelopei.
Cercetarile curente sau planificate sunt dedicate unor determinari experimentale precum:
a) studiul blocarii topiturii metalice in zona active, daca aceasta poate avea loc intr-un accident BWR, (ca in TMI-2) sau daca atunci cand s-a format, topitura metalica curge din zona activa;
b) conditiile pentru formarea unei "piscine a topiturii" in cazul zonei blocate;
c) eliberarea sau retentia produsilor de fisiune si a aerosolilor in sistemul primar, la care eforturile din programul PHEBUS vor contribui substantial;
d) modul de defectare al vasului, la care eforturile OECD TMI Vesel Invesetigation Project (TMI-VIP) vor contribui substantial;
e) utilizarea rezultatelor experimentale pentru a evalua si dezvolta modelele pentru sisteme de programe de calcul pentru accidente severe cum ar fi RELAP5/SCDAP, CATHARE-ICARE si ATHLET-CD.
Informatiile si rationamentele din acest domeniu sunt importante pentru evaluarea strategiilor de management al accidentelor.
In ultimele etape ale evolutiei topiturii, aceasta poate curge in plenumul inferior unde formeaza un pat de topitura, sufera o interactie combustibil-agent de racire si supraincalzeste partea inferioara a vasului reactorului (asa cum a relevat proiectul TMI-VIP). Programe noi de cercetare sunt destinate sa evalueze conditiile in care materialul zonei topite poate fi retinut in vasul de presiune al reactorului (RPV) prin curgere interna sau externa si, de asemenea, daca a avut loc o defectare RPV, sa determine modul de defectare probabil, localizarea acestuia in timp si spatiu (spre ex. COPO, CORVIS si RASPLAV).
Elementul cheie in toate consideratiile depre accidente severe este integritatea finala a anvelopei atunci cand aceasta este obiectul unui transfer energetic de tip cuasistatic sau dinamic sau al unei solicitari rezultate din aspectele discutate anterior. Raspunsul anvelopei este obtinut prin tehnicile de analiza de integritate structurala. Exista o cerinta de a continua evaluarea datelor experimentale si a utilizarii acestora in validarea modelelor analitice cu accentul pe intelegerea modurilor de defectare a unor anvelope specifice. Astfel la Sandia National Laboratories este destinat un program vast pentru studiul solicitarilor cuasistatice ale anvelopelor de beton sau otel sub presiuni reprezentative pentru domeniul accidentelor severe.
Programele de modelare sunt esentiale pentru analizele de risc, in directia valorizarii datelor experimentale si a lamuririi unor aspecte legate de managementul accidentelor. In ultima decada au fost dezvoltate doua clase principale de coduri: 'integrate' si 'mecaniciste'.
Codurile integrate modeleaza complet secventele accidentului si pot fi utilizate in scopuri de calcul, analize de senzitivitate si identificarea ariilor specifice necesare pentru o mai buna cunoastere a fenomenelor. Utilizarea efectiva a acestor coduri necesita exercitii si judecati la nivel de experti. Spre exemplu, selectarea parametrilor de intrare depinde adesea de argumente probabiliste, bazate pe probabilitatea unor anumite scenarii cat si de constrangeri de natura fizica sau inginereasca aplicabile unui anumit fenomen. Pachetul de programe USNRC Source Term a fost unul dintre 'pionierii' genului, astazi acesta incluzand ESCADRE, MAAP, MELCOR si THALES.
Codurile mecaniciste asigura o modelare detaliata a fenomenelor specifice si sunt in particular utile in planificarea si interpretarea experimentelor si scalarea la conditiile reactorului. Anumite progrese au fost facute in cuplarea codurilor mecaniciste, in mod notabil pentru modelarea stadiilor incipiente ale degradarii zonei active si a unor fenomene legate de anvelopa. In cateva dintre aceste domenii sunt necesare eforturi suplimentare pentru a realiza o validare corespunzatoare a codurilor mecaniciste si a le integra in schema generala de coduri (spre exemplu ESTER); aceasta schema poate fi utilizata pentru a studia strategiile de atenuare, pentru a evalua incarcarea anvelopei si a furniza termenul sursa pentru analizele de mediu in cazul unei defectari a anvelopei. Cercetari si dezvoltari specifice sunt de asteptat sa continue un numar de ani.
Pentru centralele noi, aspectele sunt in particular mai stringente deoarece obiectivul este legat de proiectarea intr-o maniera in care riscul de eliberari radioactive in mediu in caz de accident, sa fie redus sub cel proiectat pentru centralele curente. Pentru a atinge cele mai stringente standarde de performanta ale anvelopei, raspunzand la solicitarile accidentelor severe, va fi nevoie ca fenomenele asociate sa fie abordate in faza de proiectare astfel incat sa poata fi dezvoltate strategii potrivite, cum ar fi optiuni de proiectare posibil corelate cu strategii de management a accidentului. Aceasta metoda depinde de realizarea unor programe de cercetare puternice si bine coordonate.
Cercetari de mai mica amploare par sa fie intreprinse sau planificate in domeniul instrumentatiei pentru operare normala, in mod diferit de cele referitoare la imbatranire. Cercetari curente se refera la modul in care sunt transmise informatiile in camera de comanda in timpul accidentelor severe si la felul in care aceste informatii ajuta operatorii in intreprinderea unor actiuni. Aceste cercetari includ:
instrumentatii speciale pentru monitoararea parametrilor
sisteme expert si sisteme de calcul pentru confirmarea presupunerilor referitoare la starile accidentelor si pentru predictia rezultatelor actiunilor posibile.
Aceasta problema se refera la spectrul complet al interactiunilor combustibil topit - agent de racire, incluzand modul 'alfa' de defectare al anvelopei. Conditiile pentru interactiunile combustibil/agent de racire apar nu numai ca o consecinta naturala a plasarii materialelor topite in zona ocupata de agentul de racire, dar de asemenea ca o consecinta a unor actiuni de management al accidentului care conduc la posibilitatea patrunderii apei in zonele anterior golite. Programele experimentale si consideratiile teoretice au aratat ca intensitatea interactiunilor si starea rezultata, incluzand configuratia materialelor, depinde de geometria regiunii, de masele implicate, starea termodinamica a materialelor si de raportul de amestecare. Considerand geometrii variate, scenariile de topire/curgere a topiturii si strategiile de adaugare de agent de racire prezinta o diversitate de raspunsuri. La o extrema, un amestec usor (lent) de zona topita intr-o masa mare de apa (o piscina intinsa si adanca ) poate conduce la o racire completa si la formarea unui pat de materie ('debris bed') scursa la baza piscinei, in vreme ce la cealalta extrema o eliberare masiva poate conduce la o explozie puternica de vapori cu consecinte mecanice semnificative pentru sistem si structurile inconjuratoare. Aspectul specific al modului de defectare 'alfa' al anvelopei a fost de prim interes in comunitatea interesata de securitate, conducand la cercetari si evaluari extensive in ultimii 15 ani.
Dificultatea fundamentala in stabilirea rolului racirii topiturii in interactiile combustibil-agent de racire rezulta din incertitudinile in caracteristicile de curgere ale amestecului (spre ex. numarul de jeturi de topitura si rata de scoatere), in compozitia topiturii (componenti metalici si oxidici) si in distributia de temperatura.
In scopul evaluarii potentialului pe care cantitatile mari de combustibil topit il au pentru a veni in contact cu apa si in cel al identificarilor actiunilor de management sunt necesare cercetari pentru intelegerea scalei si mecanismelor dependente de geometrie ale contactului intre materialele combustibile topite. Acest fapt este important pentru evaluarea scenariilor de accidente specifice, incluzand consideratii probabiliste si probabilitatea lor de aparitie.
Fatori importanti pentru evaluarea riscului in relatie cu interactiunile combustibil-agent de racire sunt:
gradul de pre-amestecare si de racire;
conditiile pentru racire si curgere pe termen lung a topiturii (in si ex-vessel);
limitari ale pre-amestecarii anterioare unei interactii energice combustibil-agent de racire;
sustinerea interactiilor energetice (cum ar fi propagarea);
eficienta interactiilor;
evaluarea incarcarilor
Este necesar sa fie modelate si validate diferite procese si fenomene pentru utilizarea lor in estimarea solicitarilor componentelor structurale si pentru realizarea evaluarii integrale a modului de defectare 'alfa' al anvelopei.
Completarea interactiunilor energice combustibil-agent de racire cu efectele chimice previzibile poate fi de un real interes.
Termenul sursa depinde de miscarea unei mari cantitati de combustibil si de produsi de fisiune in geometria complexa a reactorului in timpul accidentului. Este necesara o intelegere a fenomenelor relevante de transport, depozitare si re-suspensie daca se doreste obtinerea unei precizii in evaluarea termenului sursa. Cateva programe experimentale internationale au fost destinate obtinerii de date in domeniul efectuarii unor teste de separare a efectelor; altele implica experimente integrale pe scara larga cum ar fi proiectul ACE sau programul CSARP. In reactorul experimental PHEBUS fascicolele preiradiate vor fi topite pentru a se obtine o simulare realista a fenomenului de degradare si a eliberarii de produsi de fisiune in sistemul primar si in cel al anvelopei.
Programele experimentale au fost efectuate pentru migrarea aerosolilor si interactia lor cu produsii de fisiune in conditii diverse, simulate, ale circuitului primar si ale anvelopei, cu o atentie crescuta asupra ejectiei de topitura sub presiune la ruptura din plenum-ul inferior.
Din punct de vedere al securitatii, obiectivul principal este limitarea in timpul accidentelor a eliberarii materialelor radioactive in mediu;
Din punct de vedere al reglementarii, termenul sursa din interiorul anvelopei este de o importanta speciala si necesita o buna intelegere a cantitatilor, momentelor, tipului de nuclizi si chimiei produsilor eliberati. Este necesara o buna intelegere a transportului produsilor de fisiune si a fenomenului de retentie in sistemul primar si in anvelopa. Cumoasterea termenului sursa eliberat in anvelopa este importanta pentru simularea evolutiei accidentului, proiectarea anvelopei si a altor sisteme, ca si a sistemelor de atenuare a produsilor de fisiune.
Pentru studiile de risc, domeniile de importanata speciala includ, in afara celor mentionate, probabilitatea de defectare a anvelopei si momentele in aceasta evolutie.
Comportarea generala a eliberarii produsilor de fisiune de la nivelul eliberarii din combustibil la nivelul eliberarii din anvelopa este relativ bine cunoscuta pentru degradarea zonei active, implicand defectarea si topirea combustibilului, eliberarea de produsi de fisiune si formarea aerosolilor, retentia in circuitul primar. Exista, de asemenea, o cunoastere relativ buna, dar cu anume incertitudini, despre comportamentul produsilor de fisiune si transportul lor in interiorul anvelopei, fenomene cum ar fi formarea de produsi chimici, efecte ale depozitarii pe pereti, interactia aerosolilor cu sistemul de abur si 'spray' si efecte de raduoliza. Aceasta baza este constituita pe separarea efectelor experimentale si utilizarea unor modele teoretice in vederea alcatuirii unor baze mari de date.
Experimentele integrale, cum ar fi cele din PHEBUS, vor contribui substantial la confirmarea experimentala a acestei comportari generale si de asemenea va permite o buna comparatie a modelelor si a codurilor de calcul utilizate. Anumite incertitudini pot ramane in domeniul evolutiei zonei topite incluzand defectarea vasului de presiune, formarea chimica de ioduri, eliberarea produsilor de fisiune volatili sau eliberarile tarzii ale produsilor in-vessel, etc.
Pentru interactiunile zona topita-beton in absenta apei, exista date experimentale adecvate unei intelegeri rezonabile a transferului de caldura din topitura la structura betonului si a procesului de ablatie a betonului cu generarea de gaze necondensabile; se considera ca nu sunt necesare experimente pe scara larga.
Incarcarile elementelor structurale datorate interactiei zona activa-beton sunt destul de precise, sub rezerva unor incertitudini cum ar fi temperatura si compozitia topiturii.
Cu toate ca raman unele chestiuni, in special aspecte chimice, generarea de produsi de fisune si aerosoli, comportarea aerosolilor in anvelopa este rezonabil inteleasa si modelata. Pentru cavitati inundate, spalarea produsilor de fisiune de catre apa este efectiva si bine inteleasa, chiar daca topitura este sau nu in racita.
O intelegere a mecanismului de curgere necesita experimente in domeniul transferului de caldura, cu sau fara prezenta apei, pentru a studia imprastierea topiturii si rolul crustei. Efectele de scala sunt semnificative si diferitele variatii ale parametrilor experimentali pot fi necesare pentru a extinde baza de date pentru dezvoltarea modelelor analitice si pentru validarea acestora, cu includerea posibila a experimentelor de simulare. Modelele de transfer de caldura implicand topitura, apa si structura, incluzand formarea crustei, cresterea si mecanismul de rupere al acesteia au nevoie de validare si de analiza incertitudinilor.
Combustia hidrogenului poate avea loc in zeci de minute, ca o ardere difuziva, sau in intervale de ordinul milisecundelor (ca detonare), cu consecinte depinzand de secventa specifica de accdident. Cu toate ca forma de combustie va depinde intr-un grad inalt de procesul asociat cu amestecarea gazelor, cercetarile de pana acum s-au limitat la teste implicand amestecul hidrogen-aer-abur in conditii de temperaturi joase sau obisnuite. Auto-aprinderea jeturilor eliberate la temperaturi inalte in timpul accidentelor severe poate determina arderea continua a hidrogenului odata ce a fost eliberat in anvelopa chiar si in absenta unor dispozitive de aprindere fiabile; pentru pre-amestecuri de hidrogen-aer-abur aflate in anvelopa la temperaturi ridicate, accelerarea focului si combustia de mare viteza pot conduce la detonari.
Cercetari curente sau planificate sunt destinate studiului experimental al combustiei hidrogenului sub o varietate de conditii prototip asociate cu temperaturi inalte si totodata validarii unor metode avansate de predictie a distributiei de hidrogen. Un exemplu este programul pentru studiul combustiei cu mare viteza a hidrogenului aflat la temperaturi inalte, al BNL, sponsorizat in comun de NRC si NUPEC din Japonia.
Cu toate ca cercetarile efectuate in ultimii 15 ani au raspuns la majoritatea intrebarilor despre hidrogen (sub aspecte relevante privind securitatea), unele cercetari suplimetare pot fi semnificative in rezolvarea unor aspecte precum:
a) performantele recombinarii pasive sub o serie de conditii de mediu;
b) imbunatatirea si validarea metodelor analitice pentru combustia hidrogenului;
c) separarea efectelor experimentale la temepraturi si viteze inalte de combustie;;
d) teste integrale pentru masuri de control al hidrogenului.
In evaluarea riscului, una din probleme este o defectare timpurie a anvelopei datorata incalzirii directe (Direct Containment Heating - DCH). DCH implica o ejectie a zonei topite in anvelopa ca un rezultat al ruperii vasului de presiune. Cresterea presiunii in anvelopa datorata echilibrului termic al topiturii cu atmoasfera din anvelopa, la care se adauga combustia hidrogenului, poate cauza o defectare timpurie a anvelopei. Pentru a estima sarcinile datorita DCH, este necesara identificcarea si evaluarea potentialei cai de transport a topiturii in subcompartimentele superioare si in domul anvelopei.
Bazele de date experimentale si instrumentele analitice sunt deja in
stare sa rezolve aspecte ale DCH la reactorii PWR. Metodologia a fost
demonstrata pentru centralele
Metodologia care a fost aplicata cu succes la rezolvarea aspectelor
legate de DCH la centralele
Activitatile de cercetare au condus la solutionarea multor probleme legate de securitatea nucleara si au fost utilizate pentru a confirma sau optimiza unele decizii. Desi nivelul de securitate din centralele nucleare este satisfacator, este nevoie de continuarea programelor de cercetare.
In multe domenii de cercetare exista o pozitie tehnica internationala comuna referitoare la rezultatele deja obtinute. Trebuie facute in continuare studii de cercetare in scopul atingerii nivelului cerut de cunostinte. Directiile de cercetare a securitatii care necesita studii suplimentare includ:
aspecte ale generatorilor de abur si integritatii vasului de presiune
imbatranirea componentelor
factorul uman
controlul bazat pe sisteme computerizate si sistemele de securitate
validarea codurilor de simulare a incendiilor si masuri active de protectie la incendii
aplicari extinse ale codurilor termohidraulice
limitele deteriorarii combustibilului la grade de ardere ridicate
dezvoltari suplimentare ale metodelor analizelor probabiliste de securitate nucleara
eliberarea produsilor de fisiune in relatie cu scurgerile neetansate din anvelopa
o mai buna intelegere a exploziei aburului
dezvoltarea de modele si baze de date pentru gradul de racire al topiturii zonei active
combustia hidrogenului si tehnici de interventie
efectele imbatranirii asupra integritatii anvelopei
Aceste domenii sunt discutate pe scurt in cele ce urmeaza.
In domeniul termohidraulicii s-au obtinut rezultate substantiale, mai ales prin dezvoltarea codurilor de calcul bine validate de rezultatele experimentale. Noile generatii de coduri de calcul trebuie aplicate mai sistematic in proiectarea reactorilor si in studiile de securitate. Extinderea validitatii codurilor pentru a include si alte moduri de operare (de exemplu oprirea centralei) si capacitatea de a controla noi probleme generate de situatii noi sau de tipuri noi de reactori poate necesita o munca experimentala sustinuta.
Domeniul integritatii echipamentelor si structurilor are o importanta din ce in ce mai mare deoarece multe din centralele actuale au multi ani de operare. De aceea trebuie sa existe planuri pentru extinderea operarii dincolo de durata de viata specificata initial in proiect. In operarea centralei apar problemele de securitate legate de degradarea materialelor datorita conditiilor de mediu si de functionarea lor indelungata (aspecte referitoare la tuburile generatorilor de abur, tendoane precomprimate, izolatia cablurilor). Experienta de cercetare trebuie sa fie mentinuta in scopul cresterii controlului asupra diversitatii problemelor legate de imbatranire.
Factorul uman necesita o abordare interdisciplinara combinand expertize tehnice, psihologice si sociale. Problemele prioritare de cercetare includ aspecte fundamentale cum ar fi: cunoasterea umana si fiabilitatea umana, mai multe aspecte practice asupra managementului si organizarii (atat pentru conditii de operare cat si pentru operatiile de intretinere), conceptele camerei de comanda, ajutorul dat operatorilor si sistemele de antrenare.
S-au facut investigatii considerabile in sistemele computerizate de control, o atentie speciala indreptandu-se pe calitatea programelor de calcul (software). S-a ajuns astfel la progrese semnificative in asigurarea de echipamente care sa ajute in proiectare, analiza, dezvoltare si testare.
Analizele probabiliste de securitate, cat si experienta, demonstreaza importanta protectiei la incendii pentru instalatiile nucleare. Sunt necesare masuri active si eficiente de protectie la incendii precum si practici de separare locala, pentru a compensa separarea inadecvata spatiala si functionala a sistemelor de securitate redundante din centralele mai vechi. Pentru proiectarea, planificarea de masuri operationale de stingere a incendiilor si pentru analizele PSA sunt disponibile ehipamente utile de simulare a incendiilor.
Exista un acord general ca analizele probabiliste de securitate nucleara (PSA) au devenit un instrument foarte valoros pentru evaluarile de securitate si pentru imbunatatirea securitatii nucleare. Analizele PSA de nivel 1 sunt larg aplicate. Utilizarea PSA de nivel 2 este in continua crestere dar mai raman probleme referitoare la descrierea reala a accidentelor severe, in timp ce cunoasterea fenomenelor este limitata. Exista multe aspecte in discutie, cum ar fi utilizarea conceptului de Living PSA ca un instrument ce ajuta in luarea deciziilor cu referire la securitatea centralei si cum sa se tina cont de evenimene cum ar fi cutremure sau inundatii. Cercetarea stiintifica trebuie sa aduca imbunatatiri in tratarea comportamentui uman, a incertitudinilor, dependentelor legate de timp precum si de tratarea defectarilor de cauza comuna.
Consecintele serioase pentru public pot rezulta in mod esential din managementul insuficient al accidentelor severe. Cercetarile de pana acum au pus bazele pentru intelegerea fenomenelor si masuri de implementare in scopul reducerii riscului. Cercetarea stiintifica poate imbunatati intelegerea progresiei deteriorarii zonei active; este esential sa se reduca incertitudinile in fenomenele care solicita integritatea vasului reactorului (interactiile dintre combustibil si agentul de racire, gradul de racire al topiturii "in vessel"), in fenomenele care solicita integritatea anvelopei (combustia hidrogenului, gradul de racire al topiturii "ex-vessel") si in eliberarea si transportul produsilor de fisiune.
Copyright © 2024 - Toate drepturile rezervate
| Stiinte-politice | |||
|
|||
|
| |||
|
| |||
|
|||
|
|
|||
