Lessen uit Japan

Jan Leen Kloosterman, Nederlands Tijdschrift voor Natuurkunde 78(1), Januari (2012)

Tohoku aardbeving

Op 11 maart 2011 om 14:46 uur lokale tijd vond op 90 km uit de kust van Japan een grote aardbeving plaats met kracht 9.0 op de schaal van Richter. Deze beving leidde binnen een uur tot twee tsunami‘s waarvan de eerste ruim 15 meter hoog was. In totaal zijn in de dagen voorafgaand en na deze beving ruim 500 schokken met kracht 6 of hoger geregistreerd. Deze natuurramp heeft in totaal tot meer dan 25000 slachtoffers geleid.

Op 160 km van het epicentrum staan op de locatie Fukushima Dai–Ichi 6 kokendwaterreactoren (BWRs) met elektrisch vermogen van 460 MW (reactor 1), 784 MW (reactoren 2–5) en 1100 MW (reactor 6). De oudste centrale stamt uit 1971 en zou door de eigenaar TEPCO na 40 jaar bedrijf in 2011 worden stilgelegd. De jongste centrale stamt uit 1979. De tsunami’s waren 5 meter hoger dan waarop de kerncentrales waren berekend waardoor de turbinegebouwen vol stroomden en de noodstroomaggregaten en schakelstations onbeschikbaar werden. Dit had een grote invloed op de ontwikkeling van dit kernongeval. Door de lange golflengte van de tsunami‘s heeft de locatie gedurende 30 tot 60 minuten onder water gestaan.

Beschrijving van het kernsplijtingsproces

In een kerncentrale komt energie vrij door splijting van atoomkernen geïnitieerd door neutronvangstprocessen. De bindingsenergie die daarbij vrijkomt, bedraagt ongeveer 8 MeV en is voor nucliden met een oneven aantal neutronen zoals uranium-235 en plutonium-239 voldoende om de Coulombbarrière te overwinnen en te splitsen. De twee splijtingsproducten die daarbij vrijkomen, staan hun kinetische energie van 160 MeV direct af in de splijtstof. De andere bijdragen worden gevormd door de kinetische energie van de splijtingsneutronen (5 MeV), prompte straling (15 MeV), en beta- en gammastraling ten gevolge van verval van splijtingsproducten (12 MeV). De laatste vermogensbijdrage komt vertraagd vrij en vormt een gevaar voor de integriteit van de splijtstof indien zij niet wordt afgevoerd.

In lichtwaterreactoren vervult het water een dubbelfunctie. Het koelt niet alleen de splijtstofstaven maar modereert ook de neutronen wat een gunstig effect heeft op de kettingreactie. Dit geeft een belangrijk terugkoppeleffect: als de moderatortemperatuur onverhoopt toeneemt, zal de dichtheid ervan afnemen en zullen de splijtingsneutronen minder modereren, waardoor de kettingreactie vanzelf dooft. Eenzelfde effect wordt bewerkstelligd door het nucleaire Dopplereffect, dat zijn oorsprong vindt in de beweging van de splijtstofatomen. Omdat tijdens de moderatie van splijtingsneutronen absorptie vooral plaatsvindt in resonanties van uranium-238 en deze verbreden bij toenemende splijtstoftemperatuur, zal een grotere fractie splijtingsneutronen worden geabsorbeerd bij toenemende splijtstoftemperatuur. Als gevolg daarvan zal eveneens de kettingreactie vanzelf doven.

Beschrijving kokendwaterreactoren

Mark 1 containment Figuur 1: Opengewerkt model van een kokendwaterreactor zoals in reactoren 1-5 in Fukushima Dai-Ichi.

In figuur 1 is een opengewerkt model van de centrales 1–5 gegeven. Het centrale, rode, vat is het reactorvat met daarin de splijtstofbundels (400 in reactor 1 en 548 in reactoren 2–5) gemaakt van UO2 splijtstofstaafjes met diameter van 11 mm en lengte van 366 cm in een gasdichte zircalloy–2 omhulling), de regelstaven (kruisvormige bladen gemaakt van boorcarbide), en de stoomafscheiders en –drogers. Bij normaal bedrijf bedraagt de druk in het reactorvat ongeveer 70 bar en de temperatuur circa 300°C. De stoom wordt direct naar de turbines in het naastgelegen gebouw gevoerd en als condensaat teruggepompt. De fractie koelwater die niet wordt omgezet in stoom wordt via twee recirculatiepompen rechtstreeks teruggevoerd naar de reactorkern.

Om het reactorvat bevindt zich een stalen containment dat bestaat uit een droge ruimte (de ‘drywell’) en een torus met een inhoud van 3000 m3 die gedeeltelijk is gevuld met water. Dit containment vormt een extra barrière voor de radioactieve inventaris van de kern. Om het containment staat het reactorgebouw gemaakt van gewapend beton. Rechtsboven in de figuur bevindt zich de opslag voor nieuwe en gebruikte splijtstofbundels. In dit reactorontwerp staan deze dus onbeschermd buiten het containment. Drukwaterreactoren zoals in Borssele hebben een veel groter containment omdat dat ook de stoomgeneratoren en andere grote componenten moet huisvesten. Bovendien is in Borssele het opslagbassin voor gebruikte splijtstofstaven binnen het containment geplaatst.

Beschrijving noodkoelsystemen

Als de temperatuur van de splijtstof of koelmiddel toeneemt, zal door inherent veilige terugkoppelmechanismen zoals het nucleaire Dopplereffect de kettingreactie vanzelf doven. Bovendien worden in noodgevallen, automatisch of door operators, de stopstaven ingedreven waardoor de kettingreactie onmiddellijk zal stoppen. Een klein deel van de warmteproductie zal echter doorgaan ten gevolge van het radioactief verval van de splijtingsproducten. Deze nawarmte bedraagt initieel 6% van het totale vermogen, maar is binnen enkele dagen al met een factor 10 afgenomen. Daarna duurt het een jaar voordat het weer met een factor 10 is afgenomen (zie figuur 2). Als een centrale voor onderhoud of splijtstofwissel wordt stilgelegd, wordt de nawarmte in eerste instantie afgevoerd door de stoom direct naar de condensor te voeren via het turbineomloopsysteem, waarna het nakoelsysteem (‘Residual Heat Removal System’) deze functie overneemt. Dit is een systeem waarbij het primaire water uit de recirculatiekringloop via een warmtewisselaar wordt afgekoeld. De pompen in dit circuit zijn kleiner dan de primaire recirculatiepompen en kunnen door noodstroomaggregaten worden aangedreven. In de jaren ’90 heeft TEPCO extra voorzieningen getroffen om via het nakoelsysteem extern koelwater in het reactorvat te kunnen pompen. Hiervan is volop gebruikgemaakt tijdens de ongevalbestrijding.

Decay power Figuur 2: Nawarmteproductie ten gevolge van splijtingsproducten (in percentage van nominaal vermogen) als functie van de tijd. 108 s komt ongeveer overeen met drie jaar. Na één jaar is de nawarmte met ongeveer een factor 100 afgenomen (Bron: figuur geproduceerd op basis van American National Standard ANS–5.1–1979).

Als de druk en temperatuur in het reactorvat te hoog oplopen, wat het geval is als de reactor van het turbinegebouw wordt geïsoleerd, zal het nakoelsysteem niet goed functioneren en moet de nawarmte worden afgevoerd via het ‘Reactor Core Isolation Cooling’ (RCIC) systeem (zie figuur 3). Voor centrale 1 bestaat dit uit een hooggelegen isolatiecondensor waarin de stoom uit het reactorvat kan condenseren waarna het terugstroomt naar het reactorvat. Ofschoon de aandrijving van de stoom en water via spontane convectie plaatsvindt, vereist dit systeem wel extern vermogen voor de bediening van de regelkleppen en voor de toevoer van koelwater in de secundaire kringloop van de condensor. De andere centrales hebben een systeem tot hun beschikking dat wél de nawarmte verdeelt over het primaire circuit maar niet afvoert naar de omgeving. Hier drijft stoom uit het primaire circuit een kleine turbine aan die is gekoppeld aan een pomp die vervolgens water uit de torus naar het reactorvat pompt. Dit systeem bevat ook regelkleppen. Uiteraard werkt dit systeem alleen zolang er water aanwezig is in de torus. In noodgevallen kan het RCIC systeem ook water tappen uit externe voorraden. De reactoren hebben ook ‘System Relief Valves’ (SRV) om stoom direct in de torus te kunnen condenseren. Voor noodgevallen kunnen zogenoemde ‘Pressure Relief Valves’ (PRV) worden geopend om stoom en gassen uit het containment na filtering via de schoorsteen af te laten naar de omgeving.

noodkoelsystemen Figuur 3: Schematische voorstelling van de noodkoelsystemen in reactoren 1–5 in Fukushima Dai–ichi (Bron: AREVA NP).

Daarnaast bevatten de centrales nog hoge- en lagedruk injectiesystemen voor situaties waarin koelmiddelverlies optreedt. In beide systemen worden stoomturbines aangedreven die koelwater uit de torus of uit een externe voorraad (bijvoorbeeld uit de condensortank) in het reactorvat kunnen pompen. Ook deze systemen hebben extern vermogen nodig voor de aansturing van kleppen. Tevens bevatten de centrales nog een systeem om geboreerd water te injecteren om eventuele recriticaliteit van de splijtstof te voorkomen.

Verloop van het ongeval

Omdat het te ver voert een gedetailleerd verslag te geven van het ongevalverloop in elk van de reactoren, zal hier alleen de grote lijn van de gebeurtenissen worden geschetst. Gedetailleerde informatie staat op het internet (zie referenties).

Splijtstofopslagbassins in reactoren 1–4

In reactor nummer vier was vanwege een voorgenomen inspectie van het reactorvat alle splijtstof ontladen en opgeslagen in het splijtstofopslagbassin. Dit had echter tot gevolg dat de nawarmteproductie in dat bassin veel groter was dan in de andere centrales. In totaal stonden er 1331 splijtstofbundels die samen meer dan 3 MW produceerden. Omdat ook in dit bassin de koeling was uitgevallen, raakte het water snel aan de kook. Samen met het feit dat waarschijnlijk een groot deel van het koelwater al tijdens de aardbeving was weggelekt (de bassins waren open aan de bovenzijde; zie figuur 1), kwamen de splijtstofbundels al snel gedeeltelijk droog te staan. Dit heeft wellicht geleid tot oververhitting van de splijtstofomhulling en productie van waterstofgas en afgifte van gasvormige radionucliden. Op 15 en 16 maart is zelfs rook waargenomen, wat zou kunnen duiden op zirconiumbranden. Latere inspectie heeft echter aangetoond dat van het smelten van splijtstof nauwelijks sprake is geweest. Wellicht dat de waterstofontploffing in reactor 4 kon plaatsvinden doordat waterstof uit reactor 3 naar reactor 4 is gelekt. Soortgelijke problemen hebben zich ook voorgedaan in de splijtstofopslagbassins van reactoren 1–3.

Huidige status

Momenteel (december 2011) worden de reactoren 1–3 gekoeld met zoet water dat na gebruik wordt opgevangen en wordt hergebruikt. De temperatuur van het reactorvat bedraagt circa 40 °C in reactor 1 en 70 °C in reactoren 2 en 3. In deze drie reactoren heeft zich een smelting van de kern voorgedaan en in reactor 1 is zelfs een groot deel van de splijtstof buiten het reactorvat terechtgekomen. Aangenomen wordt dat in alle reactoren de gehele inventaris aan gasvormige splijtingsproducten, vooral edelgassen, is vrijgekomen, terwijl dit voor de nucliden jodium, tellurium en cesium varieert van circa 1% in reactoren 1 en 3 tot maximaal 7%, 3% en 6%, respectievelijk, in reactor 2. Om nieuwe waterstofontploffingen te voorkomen worden de containments van de drie reactoren continue aangevuld met stikstof.

Lessen

Uiteraard kunnen uit deze ongevallen vele technische lessen worden getrokken zoals het beter beschermen van essentiële componenten waaronder de noodstroomvoorziening; het sneller onschadelijk maken van waterstof; het beschermen van de splijtstofopslagbassins, etc. Veel van deze maatregelen zijn echter al standaard geïmplementeerd in moderne reactoren. Op langere termijn zouden nieuwe materialen ontwikkeld moeten worden die hogere temperaturen kunnen weerstaan en minder snel oxideren. Ook zouden nieuwe inherent veilige reactoren ontworpen moeten worden die geen noodstroomvoorziening nodig hebben, zoals de hoge temperatuur reactor en de gesmolten zout reactor. TU–Delft doet veel onderzoek naar deze reactortypen. Van de eerstgenoemde wordt momenteel een prototype gebouwd in China.

De belangrijkste oorzaak van het ongeval is echter dat TEPCO en de betreffende overheidsinstanties onzorgvuldig hebben gehandeld en het gevaar van tsunami’s sterk hebben onderschat. In een tijdsbestek van ruim honderd jaar hebben zich in de omgeving van Fukushima drie grote aardbevingen voorgedaan met verwoestende tsunami’s tot gevolg. Volgens de Duitse VGB (zie www.vgb.org) is de kans op een tsunami van deze omvang in Japan eens per 30 jaar en voor de locatie Fukushima eens per 100 tot 1000 jaar. De reactoren op die locatie hadden dus veel beter beschermd moeten zijn tegen tsunami’s. Dat had eenvoudig gekund bijvoorbeeld met hogere dijken en waterbestendige deuren in gebouwen.

Deze constatering heeft geleid tot een inspectie en test van alle reactoren in de EU om de robuustheid voor extreme omstandigheden te toetsen als aanvulling op de nationale veiligheidsstandaarden. De uitkomsten daarvan zullen worden beoordeeld door de nationale toezichthouder en die van zeven andere EU landen om eventuele blinde vlekken in de veiligheidsbeoordeling te identificeren. Kerncentrale Borssele heeft de uitkomsten van deze test op 1 november j.l. gepubliceerd. Hieruit volgt dat de kerncentrale Borssele bestand is tegen een waterstand van 7,30 meter boven NAP (‘Amersfoort in zee’), maar dat tot 8,55 meter geen enkel relevant veiligheidsysteem wordt getroffen. De luchtinlaat voor het tweede niveau noodstroomdiesels ligt zelfs bij 9,80 meter boven NAP. De aardbevingsbestendigheid bedraagt 0,15g; ongeveer tweemaal de ontwerpeis. Verder hebben de analyses aangetoond dat de kerncentrale Borssele meer dan twee weken geïsoleerd als ‘eiland’ kan opereren. Als conclusie kan worden gesteld dat de Nederlandse kerncentrale ruime veiligheidsmarges heeft bovenop de gestelde ontwerpeisen. Daarnaast zijn diverse verbeterpunten geïdentificeerd die na realisatie de veiligheid van de centrales verder zullen verhogen. Meer informatie over de resultaten van de ‘stresstesten’ uitgevoerd in Nederland, België en Duitsland vindt u hier.

Referenties

The article can be downloaded here (PDF)

The slides can be downloaded here (PDF)