--------------------- КРЫМСКИЙ ПОРТАЛ ЧЕРНОБЫЛЬЦЕВ - ЧЕРНОБЫЛЬСКИЙ СПАС -----------------

Удастся ли японцам привести АЭС Фукусима в безопасное состояние?

В феврале 2022 г. вышел в свет отчёт МАГАТЭ «IAEA Review of Safety Related Aspects of Handling ALPS-Treated Water at TEPCO’s Fukushima Daiichi Nuclear Power Station» (Обзор аспектов, связанных с безопасностью обращения с водой, обработанной ALPS, на атомной электростанции TEPCO «Фукусима-дайити»).

По сути это обсуждение возможности сброса радиоактивной воды в океан. Как правило, документы МАГАТЭ готовятся очень тщательно, и специалисты с удовольствием с ними работают. Но на этот раз читателя ждёт разочарование. На двадцатой странице делается вывод: «в целом, уровни активности этих радионуклидов, ниже соответствующих японских нормативных пределов…», «концентрация химических веществ была намного ниже японских нормативных пределов, установленных в Законе о борьбе с загрязнением воды...», «необходима дополнительная информация о физических и химических свойствах радионуклидов в очищенной воде ALPS, которая будет сбрасываться (включая тритий)».

В публикации содержится в основном анализ требований руководств МАГАТЭ серии GSR и GSG в применимости к ситуации на Фукусиме. В шестидесятистраничном отчёте не найти объёма накопленной воды, источников поступления, путей сброса, что такое технология ALPS. Перейдя по ссылкам в тексте, обнаруживаешь, что это пресс-релизы TEPCO и METI. Из конкретныхданных можно только найти годовой предел сброса активности в 22 Tbq и предельную концентрацию трития в сбросах -1500 Bq/L. Фактически нас убеждают в безопасности сброса тритийсодержащей воды в международные воды. Ещё в 2020 г. то же МАГАТЭ заявило, что в настоящее время неизвестны методы удаления трития. Понятно, что у Японии просто нет другого выхода. Но такой упрощённый подход порождает много вопросов. Почему международная организация, рискуя потерять свой авторитет, легкомысленно рассматривает серьёзную проблему?

Что вообще происходит на площадке через 11 лет после катастрофы?

На ноябрь 2020г. на территории скопилось 1.23 млн тонн радиоактивной воды с прогнозом ежегодного дополнительного поступления 60 000т. (изотопный состав см. приложение 1). Откуда столько? Источником является охлаждающая вода обломков активных зон трёх блоков, которая через разрушенный корпус реактора и повреждённый фундамент проникает в грунтовые воды (см. Рис 1)



К ним добавляется дезактивационные жидкие отходы и твёрдые РАО.

Чтобы понять весь ужас положения, посмотрим на генплан редакции 2022 г. (рис 3). Для сравнения приведён проектный доаварийный генплан (рис 2).







Ситуация на блоках выглядит следующим образом (кто подзабыл как устроен BWR обратитесь к приложению 2 и3):

На экплуатационномэтаже блока 1 мощность дозы – 5150 мЗв/час, мощность дозы в контайнменте – 978 Зв/час, расход воды на охлаждение активной зоны– 3,4 м3/час, расход азота в корпус реактора – 30,03 м3/час, концентрация водорода в контайнменте – 0,0%, температура кориума – 13-32 град. В бассейне выдержки 392 сборки. Температура в БВ – 18,5град.

Блок 1


На экплуатационномэтаже блока 2мощность дозы 4400 мЗв/час, мощность дозы в контайнменте – 70 Грэй/час, расход воды на охлаждение активной зоны– 1,7 м3/час, расход азота в корпус реактора – 13,05 м3/час, концентрация водорода в контайнменте – 0,05%, температура кориума – 22 град. В бассейне выдержки 615сборок. Температура в БВ – 17,7 град.

Блок 2


На экплуатационном этаже блока 3 мощность дозы– 4780 мЗв/час, мощность дозы в контайнменте – 1 Зв/час, расход воды на охлаждение активной зоны – 1,7 м3/час, расход азота в корпус реактора – 17,27 м3/час, концентрация водорода в контайнменте – 0,09%, температура кориума – 20 град. Из бассейна выдержки удалено 566 сборок.

Блок 3


Блок 4

Всё топливо в количестве 1535 ТВС удалено с блока в 2014 году. Блок был разрушен в результате взрыва водорода, перетёкшего по общим коммуникациям с блока 3. На момент аварии блок находился в ремонте с полной выгрузкой зоны.

Блок 5,6

Блоки 5 и 6 не пострадали и находятся в состоянии холодного останова. Их водозаборные сооружения используются для сброса воды в океан.



Как можно оценить прогресс по ликвидации последствий катастрофы?

Масштаб проблем и техническая сложность позволяют осуществлять долгосрочное планирование только в виде дорожной карты, т.е. намечать только цели и примерные сроки их достижения.

Дорожная карта разработана TEPCO, ANRE и NISA в соответствии с поручением министра экономики Y.Edano и министра восстановления H.Hosono от 9 ноября 2011 г. и утверждена правительственной конференцией по ликвидации последствий мартовского катаклизма. В упрощённом виде она представлена на рис. 5.



За одиннадцать лет была проделана огромная работа, что вызывает уважение к коллегам (см. рис. 6). Уже понятно, что число научно-технических, трудно решаемых проблем, растёт как снежный ком. Временные сроки полного завершения работ скрыты в тумане (финансовую сторону не обсуждаем!). Выбросы уже многократно превзошли чернобыльские.



Я не злорадствую, чужого горя не бывает. Атомщик воспринимает аварию на любом объекте как свою.

Ознакомившись с состоянием АЭС, заканчиваем рассмотрение отчёта МАГАТЭ.

Заказчиком и спонсором данной работы были правительства Австралии, Новой Зеландии, регулирующие органы Канады и США, министерство энергетики США. Кто платит деньги, тот и заказывает музыку. А как учесть мнение Китая, России, Филиппин и других стран тихоокеанского региона?

Не будите русского медведя, может быть тогда и обойдётся!

Использованы материалы с сайтов TEPCO, METI, NRC USA, IAEA

Дополнительные материалы автора, посвященные катастрофе Фукусимы можно найти на ProAtom и в журнале Атомная стратегия АС158 (январь 2020), АС160 (март 2021).

http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=8835
http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=9579





В кипящих реакторах применяется замкнутый контур с прямым паровым циклом, как показано на схеме. Рабочая среда представляет собой воду, которая используется как в качестве охлаждающей жидкости для отвода тепла, так и замедлителя для управления реактивностью. Охлаждающая вода кипит в активной зоне реактора при давлении около 7 МПа, и образующийся пар используется для привода турбин и выработки электроэнергии. После прохождения через турбины пар конденсируется и превращается обратно в воду, охлаждаясь от трубок конденсатора, заполненных холодной водой, поступающей из поглотителя тепла - океана. Образующаяся в результате конденсации вода закачивается обратно в реактор в качестве питательной воды.



Охлаждение кипящих реакторов в случае нормального останова при высоком давлении в реакторе осуществляется путем направления пара из реактора в главный конденсатор в обход турбин. Однако при изоляции реактора этот вариант не может быть реализован, и охлаждение активной зоны обеспечивается системами, предназначенными для использования при изоляции реактора в условиях высокого давления, которое существует после останова реактора. В конструкции реакторов АЭС "Фукусима-дайити" такими системами были: система изоляционного конденсатора (IC) на энергоблоке 1 (более ранней конструкции) и система охлаждения активной зоны реактора в условиях изоляции (RCIC) на энергоблоках 2–6.

Изоляционный конденсатор. В конструкции энергоблока 1 с учетом резервирования было предусмотрено два отдельных контура изоляционного конденсатора. В этих замкнутых контурах первичная сторона изоляционного конденсатора получала пар, образующийся в реакторе, и конденсировала его путем охлаждения внутри теплообменных трубок, находящихся в баках с холодной водой (бассейнах-барботерах изоляционных конденсаторов), расположенных за пределами первичной защитной оболочки (гермооболочки) реактора. Затем конденсат в виде холодной воды поступал обратно в реактор под действием силы тяжести. Без смешивания с радиоактивной водой первичной стороны вода вторичной стороны в бассейнах-барботерах изоляционных конденсаторов вскипала, и образующийся пар выпускался в атмосферу, которая использовалась в качестве поглотителя тепла. Объем воды на вторичной стороне изоляционного конденсатора (суммарно в обоих контурах) был достаточен для обеспечения охлаждения в течение восьми часов до необходимого пополнения из источника воды специального назначения охлаждение активной зоны реактора в условиях изоляции.

В конструкции энергоблоков 2–6 были предусмотрены системы охлаждения незамкнутого цикла, для которых необходим источник пополнения воды в реакторной системе. В системах охлаждения при изоляции активной зоны поступающий из реактора пар запускал небольшую турбину, которая, в свою очередь, приводила в действие насос, осуществляющий впрыск воды в реактор при высоком давлении. Пар, вращающий турбину, на выходе поступал в бассейн сброса давления первичной защитной гермооболочки, который служил в качестве поглотителя избыточного тепла. Пополнение утраченной в реакторе воды осуществлялось путем забора пресной воды из бака-накопителя конденсата. В случае опорожнения бака или наполнения бассейна понижения давления можно было использовать воду, накопившуюся в этом бассейне, что делало систему по существу работающей в режиме замкнутого цикла. Охлаждение активной зоны реактора в условиях изоляции было предназначено для функционирования в течение не менее четырех часов.

С. Федорченко, Аккую, Турция http://proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=10122

Если Вам понравилась новость поделитесь с друзьями :

html-cсылка на публикацию
BB-cсылка на публикацию
Прямая ссылка на публикацию

• Share this on Facebook
• Tweet This!
• Add this to Google Bookmarks
• Add this to Yandex.Bookmarks
• Blog this on Blogger