Del 1 SIKKERHETSANALYSE. med sammenfatning og konklusjon. Av ULF TVETEN INSTITUTT FOR ATOMENERGI

Transkript

1 Del 1 SIKKERHETSANALYSE med sammenfatning og konklusjon Av ULF TVETEN INSTITUTT FOR ATOMENERGI

2 y, IHHHOLD Side 1. Introduksjon 1 2. Esktraordinære_situasjoner k 2.1 Innledning h 2.2 BWR 5 ^ Kontrollstavsfall-uhell Brenselsbytte-uhell Dampledningsbrudd U Kjszflevannstap-uhell 15 1«2.2.5 Desi i Basis Accident (DBA). BWR 2 -i 2.3 PWR Uønsket fisjonsgassfrigjørelse 28,, _ ' Brudd.på dampgeneratorrør 3 r * 2.3,3 Brenselbytte-uhell 33 '\ 2.3.U Kj^levannstap-uhell 36 [» Design Basis Accident (DBA). PWR Maksimalt utslipp av gassbåren radioaktivitet under normal drift Ul 3.1 BWR ' U3 3.2 PWR U8 U. Fjellforlegning 5 5. Konklusjoner 52 Referanser - 53 Appendiks A. Utslipp over lengre tidsrom, inhalasjonsdose - 63 ~ ' Appendiks B. Utslipp over lengre tidsrom, helkrapsdose 66 Appendiks C. Oppsummering av meteorologiske data 67

3 INTRODUKSJON. Denne rapport omhandler en plas s er ings vurder ing for et kjernekraftverk plassert i nærheten av Brenntangen i Østfold. Den nøyaktig foreslåtte plassering fremgår av kartene som følger med rapporten; Arbeidet er utført ved Institutt for Atomenergi, Kjeller, med støtte fra NILIT (Norsk Institutt for Luftforskning) og Statskraftverkene. Arbeidet er utført på oppdrag fra Statskraftverkene. Rapporten består av tre separate deler. En del omhandler fremskaffelsen av de meteorologiske parametre som inngår i analysen; det arbeid som er utført av NILU. En del omhandler fremskaffelsen av befolkningsdata; det arbeid som er utført av Statskraftverkene. Og en 5-1 omfatter beskrivelse og analyse av uhellsforløp, utslipp under normal dvlft og radiologiske konsekvenser av aktiviteter frigjort til atmosfæren, samt endel generelle betraktninger. Forskjellige sider ved analysene er nærmere beskrevet i appendikser til denne delen. Dette er den del av arbeidet som er utført ved IFA. Uhellsanalyse og analyse av forholdene under normal drift er utført for BWR og FWR, men uten direkte referanse til bestemte reaktorer. Beregningene er utført for tre forskjellige skorsteinshøyder, 5, 1 og 15 meter. På et mer fremskredent punkt i prosjektarbeidet vil analysen foretas en gang til; da med bruk av meget mer avanserte metoder, og for bestemte reaktorer. Det er i denne rapporten ikke referert til eksakte dosekriterier for befolkningsdose eller individuell dose. Disse varierer fra land til land, og er mange steder (også i Norge) enda ikke lovbestemt. Det foretas forøvrig for nærværende utbredte revisjoner av disse kriterier i flere land, og situasjonen er temmelig uklar. Allikevel vil det her bli gitt endel eksempler på kriterier som har vært, er, eller ventes å bli anvendt. Kriteriene for individuell dose i Finland er 25' rem helkroppsdose og 15 rem skjoldbruskkjerteldose, i Sverige 1 rem helkroppsdose og 3 rem

4 - 2 - skjoldbruskkjerteldose, i USA 25 rem helkroppsdose og 3 rem skjoldbruskkjerteldose. Befolkningsdosen er totaldose (integrert eller midlet) til store befolkningsgrupper, og kriteriet skal settes så lavt at genetiske strålings virkninger unngås. I ref. 76 er anbefalt en verdi på 5 rem pr. generasjon (3 år) til én person. Dette er en gjennomsnittsverdi, og den ser ut til å være i internasjonalt akseptert. Men denne skal så fordeles over forskjellige strålingskilder, og bare en liten del kan komme fra nukleær kraftproduksjon. Et eksempel på en slik oppdeling finnes i ref. 63. En femtedel av den totale befolkningsdosen antas å komme fra nukleær industri. Resten er bl.a. medisinsk bestråling og bestråling i annen industri. Videre kommer bare en tredjedel fra normal drift av nukleære kraftanlegg, og"endelig er antatt (priv. comm.) at bare ko% av dette skyldes rutinemessig atmosfærisk utslipp. Ved denne betraktning kommer man altså fram til at gjennomsnittlig befolkningsdose fra rutinemessig atmosfærisk utslipp ikke må overstige h.k rem/år, og pr. person. Dette er satt i relasjon til et anleggs størrelse-på følgende måte. Prognoser for kraftutbyggingen i Sverige anslår at produsert elektrisk kraft år 2 vil være 1kW pr. person. Om det antas at dette i alt vesentlig er nukleær kraftproduksjon, vil hver kw produsert energi kunne tillates å gi et bidrag til den integrale befclkningsdose (summert over landets befolkning) på OAU mrem/år. Ut fra dette tall og beregninger kan et bestemt anleggs tillatte utslipp dimensjoneres.- Det har vært vanlig å anvende kriteriene for individuell dose og befolkningsdose på den måten at den første er bestemmende for uhellssituasjoner, mens befolkningsdosen bestemmer tillatt rutinemessig utslipp. Utviklingen går nå i den retning at det ser ut til at det individuelle dosekriterium vil miste sin betydning. Befolknirigsdosekriteriet vil sannsynligvis bli satt så lavt at det individuelle dosekriterium uten videre vil være oppfylt. Befolkningsfordelingen som er brukt i beregningene, gjelder for år 197. Noen kartlegging av ferieboliger har ikke blitt foretatt på det nåværende tidspunkt, men dette må gjøres ved en mer inngående analyse. De meteorologiske data som er anvendt, er ikke basert på målinger fra selve

5 - 3 - byggestedet. Måleprogram på Brenntangen er nå satt i gang, men er av for fersk dato til å ha noen anvendelse i denne vurderingen«data fra dette program vil bli trukket inn i den mer inngående analyse, på et senere tidspunkt. «. Til tross for at anlegget på Brenntangen er foreslått bygget som et fjellanlegg, er analysene utført uten å ta hensyn til de spesielle forhold ved et slikt anlegg. Det ble funnet uhensiktsmessig å ta hensyn til disse på det nåværende stadium, og en mer detaljert begrunnelse er gitt i kap. k. Den foreliggende reaktorpias s erings vurdering for Brenntangen er forutsetning vis av preliminær karakter. Den er forutsatt å foreligge før utsendelse av anbudsinnbydelser. En mer detaljert analyse må foretas som del av preliminær sikkerhetsrapport. Analyser av tilsvarende preliminer karakter for andre foreslåtte byggesteder vil bli foretatt umiddelbart etter publikasjon av denne rapporten. Brenntangen og andre foreslåtte byggesteder er utpekt av Statskraftverkene. Beregningene for Brenntangen er, på Statskraftverkenes spesifikasjon, utført for en reaktor på 1 Me*(3 MWt). En oppskalering av forholdene under normal drift til å gjelde flere enn et aggregat er en enkel sak.

6 - k - 2. EKSTRAORDINÆRE SITUASJONER 2.1 Innledning Pålitelighetskravene til reaktorkomponenter er meget strenge, og sannsynligheten for svikt er meget liten. Det kreves dessuten en slik konstruksjon at svikt i en enkelt komponent ikke vil kunne føre til noen uhells situasjon. Ved en vurdering av tenkte uhellssituas joner blir hele anlegget analysert, og sannsynligheten for kombinert, men uavhengig, svikt av flere komponenter bestemmes. Bare de kombinasjoner som kan ha radiologiske konsekvenser, er av interesse i denne forbindelse. Ved en gjennomgående sikkerhetsvurdering må alle typer reaktoruhell "som kan ha noen grad av radiologiske konsekvenser vurderes. Hver enkelt type uhell må analyseres i detalj, og sannsynligheten bestemmes for at denne type uhell skal oppstå. Men dette krever detaljkunnskap_om hver enkelt reaktorkomponent (i første rekke pålitelighetsdata) og kan følgelig ikke utføres før det er fastlagt definitivt hvilken reaktor som skal bygges. Pålitelighetsdata må da ventes framskaffet av leverandøren av den aktuelle komponent. I et forberedende arbeid kan sikkerhetsvurderingen utføres på tilsvarende måte som ovenfor, men bygget på mer generelle data, eller alternativt utføres på en enklere måte. Det har vært vanlig å benytte begrepet MCA, det såkalte Maximum Credible Accident. Betegnelsen er misvisende, for MCA er slett ikke "credible". Det er uhyre liten sannsynlighet for en ulykke av det omfang som MCA vanligvis velges å ha. Begrepet MCA er nå stort sett erstattet av begrepet DBA (Design Basis Accident). Det fremgår av denne benevnelse at DBA er et valgt uhell, og at man ikke regner med noen rimelig sannsynlighet for at uhellet virkelig kan inntreffe. Ved denne vurderingsmåten velges en uhells situasjon, og de aktuelle deler av reaktoranlegget dimensjoneres ut fra de beregnede konsekvenser av denne uhellssituasjonen. En alternativ benevnelse for DBA er Maximum Hypothetical Accident. I denne reaktorplasseringsvurderingen er valgt et DBA etter vanlig brukte normer, og konsekvensene av denne uhellssituasjonen for områdene rundt. reaktoranlegget er beregnet og vist å være av en akseptabel størrelsesorden. Videre omfatter rapporten en beskrivelse og vurdering av en rekke andre reaktoruhellssituasjoner av mindre alvorlig karakter enn DBA. -', -

7 - 5 - \ 2.2 BWR. For en BWR er følgende uhell "beskrevet: 1. Kontrollstavsfall-uhell'(Control Rod Drop Incident) 2. Brenselsbytte-uhell (Refuelling Incident) 3. Dampledningsbrudd (Main Steam Line Break Incident) h. Kjølevannstap-uhell (Loss of Coolant Incident) 5. DBA Fisjonsproduktfrigjørelse og resulterende helkropps- og skjoldbruskkjerteldoser i omgivelsene er beregnet for Design Basis Accident (DI3A).

8 Kontrollstavs f all-uhell^ Dette uhellet karakteriseres ved at brenselskapsling, primærinneslutning og sekundærinneslutning er intakte når uhellet finner sted. Uhellet kan forårsakes av forskjellige typer svikt ved en kontrollstavs drivmekanisme og innebærer at en kontrollstav faller ut av sin posisjon i kjernen. - Dette kan føre til en lokal effekt-transient med resulterende øket varmeutvikling i brenslet. Det er meget liten sannsynlighet for at et slikt uhell skal finne sted. Ref. kö inneholder en liste på fem usannsynlige feil som må finne sted samtidig, eller i en bestemt rekkefølge, for at et uhell av denne typen skal skje. Det er vanlig å anta at dette uhellet finner sted etter at reaktoren har vært avstengt et kortere tidsrom. Moderatoren kan være kald eller varm. De radiologiske konsekvenser av uhellet vil være mindre om reaktoren opererer på full effekt enn om den går på bare. en brøkdel av full effekt. For å kunne estimere den radiologiske virkningen av'dette uhellet, må ' først den maksimale reaktivitetsverdien av de aktuelle kontrollstaver kjennes. Beregningene er standard reaktorfysikkberegninger. Ut fra visse kriterier om hvor fort staven faller ut av kjernen, hvor lang tid det tar før "scram" inntrer, osv., beregnes varmeutvikling i brenslet og skade på brenslet. Relevante referanser for det siste er ref; U, 9, 1 og 9. Beregningene viser at de alvorligste radiologiske konsekvenser følger når reaktoren er varm og akkurat har nådd kritisk tilstand idet uhellet finner sted. Beregninger viser videre at uhellet ikke vil resultere i at noe brensel smelter, men at et visst antall staver vil få brudd på kapslingen Fisigns2rodukt-frigjø_relse_og transgort. Følgende.antagelser er gjort ved beregning av frigjørelse av fisjonsproduktene: 1. Før avstengningen antas reaktoren å ha kjørt på full effekt i så lang t i d at f is jonsprodukt ene i brenslet har oppnådd metningsverdier. Et tidsrom av 1 dager er valgt. Det er bare de mest

9 - 7 - langlivede fisjonsproduktene som etter en slik tid ikke har oppnådd metning, og disse er uten 'betydning i denne sammenheng. 2. Reaktoren har kjørt på full effekt inntil 3 minutter før uhellet finner sted. Det antas altså at reaktoren ble avstengt 3 minutter før uhellet finner sted, og disse 3 minutter representerer minimum tid som trengs for å gjøre reaktoren startklar igjen. Innholdet av fisjonsprodukter i reaktorkjernen vil reduseres i disse 3 minuttene ved radioaktiv nedbrytning. 3. Uhellet resulterer i brudd på kapslingen til 33 brenselsstaver. Dette antallet vil selvfølgelig i noen grad avhenge av hvilken reaktor som blir valgt. Dette antallet er i samsvar med ref. 2U, U8 og 126j og kan antas å være representativt. k. Av fisjonsproduktinnholdet i de skadede brenselsstaver blir maksimalt 2% av edelgassene og 1% av halogenene frigjort. Fisjonsproduktene dannes inne i selve brenslet, men diffunderer langsomt gjennom dette, og vil til en viss grad samle seg i plenum, som er klaringen mellom brensel og kapsling. Verdiene ovenfor representerer det som i likevektssituasjonen vil befinne seg i plenum. Riktignok vil gassenes diffusjonshastighet øke under den kraftige temperaturøkning som finner sted under uhellsforløpet, men tidsrommet er for kort til at det har noen praktisk betydning. Tallverdiene er i samsvar med verdiene i referansene nevnt under pimkt 3. Tabeli 1 gir den totale mengde fisjonsprodukter som frigjøres til reaktorvannet. I tabellen gis verdier fra de tre nevnte referanser. Tabell 1. Fisjonsprodukter frigitt til reaktorvannet Kontrollstavsfall-uhell Ref. 2k Ref. U8 Ref. 126 Edelgasser Ci Gi 8. 1 Ci Halogener 7. lo^ci ** Ci Ci

10 Trans2ort_av All den frigjorte edelgassaktivitet vil samles i luftvolumet i reaktortanken, mens mesteparten av halogenaktiviteten vil oppløses i reaktorvannet. Hoe av aktiviteten vil føres over til kondensatoren sammen med dampen, dels i gassfase, dels i vann-"carry-over". Denne transport av aktivitet fra reaktortanken til kondensatoren pågår inntil ventilene stenges, et tidsrom av størrelsesorden 1 sekunder etter at uhellet har funnet sted. Edelgassaktivitetene i kondensatoren befinner seg i gassfasen, halogenaktivitetene befinner seg i både gass- og væskefasen. Aktivitetene "blir suget av og frigjort gjennom skorsteinen. Den frigjorte mengde aktivitet er beregnet med bruk av følgende forutsetninger: 1. Forholdet mellom halogenkonsentrasjon i dampen og konsentrasjonen i vannet i reaktortanken antas å være 3. 1.' Målingene ved Dresden Nuclear Power Station Unit No. 1 har gitt resultater fra 1. 1 til 3. 1, og disse målinger er henvist-til i alle 'tre referanser nevnt i forrige underkapitel. 2. Vann-"carry-over" er.1$, et tall som de tre nevnte referanser også er enige om. " 3. Forholdet mellom halogenkonsentrasjon i gassfase og vannfase i _2 kondensatoren er 1, igjen i overensstemmelse i alle de tre 5 2 nevnte referanser. Eksperimenter gir resultater fra 1 til 1, hvor 1 er den mest konservative verdi. (Ref. kk og lul). Ref. U8 gir verdien 1 Curie på mengde edelgassaktivitet overført til kondensatoren. Ref. U8 og 126 oppgir mengde overført halogenaktivitet til kondensatoren som 3.5 Curie, mens ref. 2k gir den litt høyere verdi 3.8 Curie Fis^onsgroduktfrigjørelse^ Under de forhold der kontrollstavsfalluhellet er mulig, er det luftejektorene som holder kondensator-vakuumet. I luftejektorsystemet er det 3 minutters forsinkelse før aktivitetene frigjøres til omgivelsene gjennom skorsteinen. Men det har allikevel vært vanlig å anta at vakuumpumpesystemet er i gang. Dette har høyere pumperate enn luftejektorene, og så liten forsinkelse før utslipp at den kan ses bort fra.

11 - 9 - Tabell 2 gir totalt aktivitetsutslipp av edelgasser og halogener. Tabell 2. 'f* Aktivitetsutslipp fra kontrollstavfall-uhell. Ref. 2k Ref. kq Ref. 126 Edelgasser Ci Ci * Ci Halogener 2.U Ci k.z Ci * 1.9 Ci x bare summert over første døgn. Det er her påfallende stor forskjell på aktivitetsutslippene for edelgassene, mens aktivitetsutslippet for halogener er i bedre overensstemmelse. Det ser ut t i l at verdiene i ref. 1*8 er altfor høye; at de simpelthen er feilaktige. Aktivitetsutslirvnet for ref. k8 i tabell 2 stemmer overhodet ikke overens med verdien 1 Curie på edelgassaktivitet overført til kondensatoren, hentet fra samme referanse. Det betyr jo at et edelgassutslipp på mer enn 1 Curie totalt er en umulighet.

12 B renselsbyjtte-uhell Dette uhellet karakteriseres ved at primærinneslutningen er åpen når uhellet finner sted. Uhellet består i at et bestrålt brenselselement under brenselsbytte faller ned på kjernen. Dette vil ikke kunne føre til at kjernen eller del av den kan gå kritisk, selv om elementet skulle falle inn i en ledig plass i kjernen, men det mekaniske støtet kan føre til skade på kapslingen til en rekke brenselsstaver. Ifølge ref. 2H, U8, 126 kan ikke brenslet løftes mer enn 9 meter (3 fot) over kjernen. Det antas at elementet faller fra denne høyden, ikke mister noe energi ved å falle gjennom vannet, og treffer kjernen på den nest ugunstige måte. Antallet skadede staver beregnes ved rene energibetraktninger. Ref. 2k anslår antallet skadede staver til 92 s mens de to andre nevnte referanser har kommet frem til 111 brense3.sstaver. j *'* Fisjonsproduktfrigjørelse OR transport Beregningene er basert på følgende forutsetninger: 1. Reaktoren har kjørt på full effekt i 1 dager inntil 2U timer før uhellet inntreffer. 1 dager er tilstrekkelig lang tid til at de fisjonsprodukter som er av betydning har bygget seg opp til likevektstilstanden. Før uhellet har noen mulighet til å skje, nå reaktortrykket ned, toppen av trykktanken fjernes og dampseparatoren og -tørkeren tas ut. Dette vil ta et minimum av 2^ tiner etter avstengning. Det tas hensyn til den radioaktive nedbrytning i dette tidsrommet. (Ref. 2k og U8). Ref. 126 derimot oppgir at primærinneslutningen ikke kan åpnes før tidligst kq timer etter avstengning, og at uhellet tidligst kan finne sted 71 timer etter avstengning. 2. Bare plenumsaktiviteten frigjøres til reaktorvannet. Det vil si 2% av edelgassaktiviteten og 1% av halogenaktiviteten som finnes i de skadede staver. Ingen faste fisjonsprodukter blir frigjort. Dette er i overensstemmelse i de tre nevnte referanser.

13 I tabell 3 er gitt den totale mengde fisjonsprodukter som frigjøres til reaktorvannet. De tre referanser er i god overensstemmelse med hverandre, og den forskjellen son er tilstede,forklares ved at de to nyeste av referansene regner med skade på flere brenselsstaver enn ref. 2k. TABELL 3 Fisjonsprodukter frigjort til reaktorvannet Brens elsbytt e-uhell Ref. 2k Ref. kq Ref. 126 Edelgasser Ci Ci Ci Halogener Ci Ci Ci Den frigjorte edelgassaktivitet antas å gå rett opp i bygningens luftvolum. Halogenaktiviteten derimot vil oppløses i reaktorvannet, og det vil gradvis stille seg inn en likevekt mellom halogenkons ent ras jon en i luftvolumet i bygningen og i reaktorvannet. Denne likevekten har blitt bestemt eksperimentelt i f.eks. ref. 5, 9^ og 1^1. Forholdet nellom halogenkonsentrasjonen i vann og i luft i likevektstilstanden varierer i disse 3 U referanser mellom 2 * 1 og 1. Frigjøringen av aktivitet til luftvolumet i reaktorbygningen fører til at avgasssystemet blir satt i funksjon. Kapasiteten på avgasssystemet er i ref. 126 satt til å være 5$ av bygningsvolumet pr. døgn, og i de to andre referanser til 1/S av bygningsvolunet pr. døgn Aktivitet_frigjort_til_omgivelsene I tabell h er gitt de resulterende totale aktivitetsutslipp gjennom skorsteinen.

14 TABELL k Aktivitetsutslipp gjennom skorsteinen Brenselsbytte-uhell Ref. 26 Ref. ^8 Ref. 126 Edelgasser 1.1 * K) 1 * Ci k.l ' 1 3 Ci 1.2 1** Ci Halogener ^1 Ci 22 Ci 2 Ci Det er noen eiendommelige uoverensstemmelser mellom data fra ref. 1*8 og de to andre referanser. Det er i rapporten gitt en egen tabell for totalt aktivitetsinnhold i reaktorbygningen til forskjellige tider etter uhellet. Ref. U8 og ref. 126 oppgir samme aktivitetsinnhold av edelgasser 1 minutt etter at uhellet har funnet sted, og det fremgår av samme tabell at utslippsraten er størst i ref. U8. Dette vil si at i ref. 126 vil aktivitetene få lengre tid til å dø ut vedradioaktiv nedbrytning, og totalt utslipp fra ref. 126 skulle være minst. Tabellen for aktivitetsutslipp fra skorsteinen viser derimot det motsatte. Det må antas at det foreligger en feil i data fra ref. U8, da aktivitetsutslippene i de to andre referanser er i overensstemmelse med hverandre.

15 Karakteristisk for dette uhellet er at det kan føre til direkte utslipp av aktivitet utenfor sekundærinneslutningen. Uhellet antas i korte trekk ä ha følgende forløp. Det oppstår et fullstendig "brudd på en av hoveddampledningene utenfor sekundærinneslutningen. Dampstrømmen gjennom begge sider av bruddet øker inntil den når den øvre grense som settes av strømningsbegrenserne i dampiedningene, 2$ av normal dampstrøm er en vanlig verdi. Trykket i reaktortanken minker og dampinnholdet i reaktorvannet øker. Dette fører til at vann-nivået stiger raskt, og etter en kort tid strømmer det tofase-blanding ut gjennom dampledningen. Dette tidsrommet oppgis i forskjellige referanser å være fra 1 til 3 sekunder. Relevante referanser er ref. 7U, 97 og lu2. Stengning av isolasjonsventilene antas startet senest \ sekund etter at uhellet har funnet sted. Dette er verdier i vanlig bruk ved uhellsanalysen. I realiteten er ventilene konstruert for vesentlig hurtigere stengning. Vannnivået i reaktortanken vil synke, men ikke lenger enn at toppen av kjernen vil være under vann. Nødkjølesystemene vil sørge for tilstrekkelig kjøling av kjernen. Det vil derfor ikke bli noen skade på kjernen EiMionsgrodukt frigjø_relse_t il_omgi yelsene Det forutsettes at reaktoren, før uhellet finner sted, har vært i drift så lenge at de fisjonsprodukter som er av betydning har oppnådd metningsverdier, 1 døgn. Det antas videre at reaktoren kjøres med maksimalt tillatt grad av skade på brenslet. Det finnes da en viss mengde fisjonsprodukter i reaktorvannet og dampen. Edelgassaktiviteten blir stort sett luftet ut gjennom avgassystemet i takt med frigjørelsen fra brenslet, så den frigjorte aktivitet til omgivelsene for dette uhellet vil vesentlig bestå av halogener. Tabell 5 viser aktivitetskonsentrasjon i reaktorvannet når det foreligger maksimalt akseptabel grad av feil på brenslet, tilsvarende en utslippshastighet fra skorsteinen på 1 yci/sek. Dessuten er oppgitt totalutslipp fra damprørsbruddet.

16 - lu - Tabell 5 Aktivitetskonsentrasjon Aktivitetsutslipp ved dampledningstorudd Ref. 2U Ref. 1*8 Ref. 126 I 131 I 133 I 132 I 13U I 135 Andre halog. Andre fisj.- produkter Aktivitetsutslipp.29 yci/cm " 3k Ci O.O96 uci/cm O.56 O.8O n 11 O.7I 11.U3 11.U 165 Ci.96 uci/cm Ul ".Ci

17 h K ø_levaiuistap_-uhell Det uhell av denne type som vil ha størst konsekvenser er to-sidig brudd på en resirkulasjonskrets. Det antas i tillegg at normal krafttilførsel mistes samtidig med at uhellet inntreffer. Dette vil gi den lengste forsinkelse før kjernens reservekjølesystem (Core Standby Cooling System) kommer i gang. Det antas at reaktoren kjøres på full effekt idet uhellet finner sted, og at den har vært i kontinuerlig drift tilstrekkelig lenge til at de fisjonsprodukter som er av betydning har bygget seg opp til likevekttilstanden. Uhellet vil føre til trykkfall i reaktortanken og kraftig oppvarming av brenslet. Hvis temperaturen når opp i ca. 11 C, begynner den såkalte metall-vannreaksjonen å bli viktig. Dette er en reaksjon mellom zirkonium og vann hvorved det dannes zirkoniumoksyd og vannstoff. Ved denne reaksjonen frigjøres varme, og det blir ytterligere temperaturstigning. Reaksjonshastigheten for metall-vannreaksjonen øker kraftig med stigende temperatur, så dette vil føre til aksellerende varmeutvikling og temperaturstigning. Den øvre grense settes bare av begrenset tilgang på damp i kontakt med metallet. Det er altså uhyre viktig å kjøle brenslet, slik at det ikke når opp i en temperatur hvor metall-vannreaksjonen blir vesentlig. Dette er kjernesprinklingens oppgave. Når temperaturen hindres i å stige for høyt, blir Cet ingen nedsmelting av brenslet, og skaden på dette begrenser seg til brudd på kapslingen k. 1 Fis^onsgroduktf r igi^relse_og_transp_ort Beregningen av fisjonsproduktfrigjørelsen fra uhellet er i referansene gjort ved bruk av følgende antagelser: 1. Reaktoren har vært i kontinuerlig drift i 1 døgn før uhellet inntreffer. 2. Det blir bruddskader på 75% av brenslet i reaktoren, men ikke noe brensel smelter. I ref. US antas at bare 25# av brenslet blir - skadet.

18 _ Maksimalt 2% av edelgas saktiviteten og 1% av halogenaktiviteten frigjøres fra det skadede brenslet. Bare neglisjerbare mengder faste fisjonsprodukter blir frigjort. k. Av de frigjorte halogener vil en del utplate (plate out). I de nevnte referanser er det i alle tre regnet med at 5$ av de frigjorte halogener foreligger som organiske forbindelser, og det antas videre at de organiske forbindelser overhodet ikke utplater, og heller ikke absorberes i vann. Relevante referanser er 3U, 36 og 18. Av det ikke-organiske jodid i primærinneslutningen antas at 5$ utplater på veggene. Det antas videre for disse at konsentrasjonen i luft stiller seg i likevekt med konsentrasjonen i vann slik at forholdet mellom disse er 1. Det fremgår av- ref, 5 og lul at denne verdien er konservativ. Det fremgår videre av ref. 1(4 og 9-U at minst halvparten av de organiske halogener sannsynligvis vil være oppløst i vannet Disse forutsetninger fører til de i tabell 6 oppgitte luftbårne fisjonsproduktinnhold i primærinneslutningen kort tid etter at uhellet har funnet sted. Tabell 6 Luftbårne f isj onsproduktinnhold i primærinnjslutningen K j jzflevannst ap-uhell Ref. Ref. 218 Edelgasser Halogener Thermal output IO* 3293 MWt Ci Ci Q* 1593 MWt Ci Ci De i tabell 6 gitte verdier er for tidspunktet 3 minutter etter at uhellet har funnet sted. :. Den frigjorte mengde aktivitet er for dette uhellet avhengig av reaktorens effekt. I ref. 126 er ikke gitt verdier tilsvarende de i tabell 6.

19 2.2.U.2. Fisjonsproduktfrigjørelse_til omgivelsene Luftbårne aktiviteter i primærinneslutningen lekker ut til selve reaktorbygningen, sekundærinneslutningen. Lekkasjeraten vil være forskjellig fra et anlegg til et annet, men det er her gått ut fra at de tre nevnte referanser er representative. Lekkasjeraten er i ås tre referanser gitt som.5$ av det frie volum pr. døgn. Riktignok vil lekkasjeraten variere med trykket i primærinneslutningen, og i ref. 2k gjelder denne lekkasjeraten for 1.7 atm (25 psig), mens det for høyere og lavere trykk er brukt lekkasjerater beregnet ut fra denne verdien. Lekkasjeratens tidsforløp følger på denne måten det beregnede trykkforløp i primærinneslutningen. I ref. hq og 126 er lekkasjeraten konservativt satt lik.5$ pr. døgn konstant. Ettersom luftbåren halogenaktivitet lekker ut av primsrinneslutningen, vil halogenaktiviteten som er oppløst i vannet gradvis gå over i luftvolumet, slik at likevekten mellom konsentrasjonene opprettholdes. Den utplatede halogenaktivitet antas derimot ikke å bli luftbåren igjen. Fra reaktorbygningen føres luften ut gjennom filtre til skorsteinen. Det foretas et fullstendig luftbytte pr. døgn. Ref. 126 opererer i motsetning til de andre med 5$ luftbytté pr. døgn. Avstigningen fra sekundærinneslutningen (reaktorbygningen) må være tilstrekkelig stor til å holde et svakt undertrykk, og avhenger av bygningens tetthet. Edelgassaktiviteten påvirkes ikke av filterene. For halogener, organiske og inorganiske, regnes med en filtereffekt på 99$. I følge diverse referanser (ref. 2,3,8,32,35 og 36) er filtereffekten vesentlig høyere, så beregningene er også på dette punkt konservative. Frigjørelse av fisjonsprodukter til omgivelsene gjennom skorsteinen er beregnet ut fra dte foran nevnte forutsetninger i de tre nevnte referanser, og frigjøringsraten på forskjellig tidspunkt etter at uhellet har funnet sted, er gitt i tabell 7 og 8 sammen med den totale frigjorte aktivitet.

20 TABELL 7 Edelgassaktivitetsfrigjørelse fra skorsteinen. Kjølevannstap-uhell Ref Ref. 1»8 Ref min. 3 min. 1 time 2 timer 3 timer 1 timer 1 dag 3 dager 1 dager 3 dager Total » IQ" 3 lo" 3 IQ" 2 IQ" 2 lo" 2 1" 1 lo" 1." ID" 2 io" 9 1 U Ci/sek Ci i it tt i i II II i h.l » 1" 3 io" 3 1" 3 1" 3 IQ" 2 lo- 2.lO- 2 1" 3 lo" 5 «. io u Ci/sek Ci ti ti II ti it ti ti - i 2.2 1" * 1" lo" * 1" 2 1».2 1" «.lo" lo" * 1" 3 3.1» 1 5 Ci/sek II tt i n tt n i Ci ' TABELL 8 Halogenaktivitetsfrigjørelse fra skorsteinen Kjølevannstap-uhell Ref. 2k Ref. U8 Ref min. 3 min. 1 time 2 timer 3 timer 1 timer 1 dag 3 dager 1 dager 3 dager Total 1.3 * * » ' 1»,6 1».3 ' 3.7 ' Ci 1" 6 Ci/sek io- 6 it io- 6 ti lo" io- 6 IO- 12 tt n n ti ti ti l».l» k.o 1" 7 io- 6 io- 6 1" 6 lo" 6 IO" 6 io- 6. io- 6 io" 7 Ci Ci/sek II ti it II i it n i 1.3 * ,2 1.9 ' 3. ' 9.^ ' 1.9 * 27 Ci io- 6 lo" 6 io- 6 IQ" io- 6 io- 6 Ci/sek II ti ti i tt tt n

21 19 fil - - i < I i Det er grunn til å tro at det foreligger en feil i data i tabell 7, hentet fra ref Total edelgassfrigjørelse fra denne reaktoren er vesentlig høyere enn for de to andre. Av tabellen fremgår at maksimal frigjørelsesrate for edelgasser er ved et tidspunkt ca. lo dager etter at uhellet har funnet sted, mens det for de to andre reaktorer er etter 1-3 dager. I ref. 126 er gitt en tabell som gir luffrbårent totalt aktivitetsinnhold i reaktorbygningen ved de samme! tidsrom, og det maksimale innhold av edelgass aktivitet er 3 dager etter at uhellet har funnet sted, ikke 1 dager etter. at verdien 2.6 * 1" 1 skulle være 2.6 1~ 2. Det er grunn til å tro

22 Design_Basis_Accident_ (DBAj^BWR I de foregående underkapitler er de forskjellige typer uhell blitt beskrevet. I dette underkapittel vurderes og beregnes konsekvensene av det såkalte Design Basis Accident. Dette er ikke et uhell som det er noen rimelig sannsynlighet for kan finne sted, men er en valgt situasjon som skal vise at selv en ulykke av største omfang ikke vil gi strålingseksponering til befolkning i reaktorens omgivelser over det som regnes som akseptabelt. Det har vært vanlig å velge som DBA en ekstrem type kjølevannstap-uhell. United States Atomic Energy Commission ga i 197 (ref. 123) følgende retningslinjer for analyse av de radiologiske konsekvenser av. DBA for en BWR: i 1. Reaktoren har kjørt på full effekt i så lang tid at de isotoper som er av interesse har nådd likevektstilstanden. _ 2. 25$ av halogenene i kjernen blir umiddelbart frigjort, og vil lekke, ut av primærinneslutningen. Av disse 25$ er 8% organiske jodider, 5% partikulært jod, og resten elementær-jod. 3. 1$ av edelgassen i kjernen frigjøres og vil gradvis lekke ut av primærinneslutningen. Denne antagelsen og den foregående forutsetter fullstendig nedsmeltning av hele reaktorkjérnen. k. Radioaktiv nedbrytning av aktivitetene under oppholdstid i primær og sekundærinneslutningen, samt avgass-systemet. t a s med i betrakt^ ning. 5. Reduksjon av luftbåren aktivitet oppnådd ved hjelp av sprinkling, resirkulasjonsfiltrering eller andre sikkerhetssystem beregnes i for hvert enkelt tilfelle..! 6. Primærinneslutningen antas å ha konstant lekkasjerate under hele DBA-forløpet, den lekkasjerate som er spesifisert i de tekniske spesifikasjoner.

23 Aktivitetene antas å lekke direkte fra primærinneslutningen til avgasssystemet, uten å blandes i luftvolumet i reaktorbygningen. Aktivitetene frigjøres deretter fra skorsteinen. Det blir vurdert i hvert enkelt < tilfelle om det skal velges mindre konservative betingelser uoder dette punkt. F.eks. om det skal tas hensyn til variasjon i lekkasjeraten med synkende trykk i primærinneslutningen, eller i hvilken grad man kan regne med at aktivitetene blandes med luften i bygningen før de blir ført til avgass-systemet. Ved disse retningslinjer blir aktivitetsutslippet høyere enn for alle de uhell som har vært beskrevet i de foregående underkapitler. Det er vanlig å regne ut stralingseksponering på reåktoranleggets områdegrense for alle typer uhell som er omtalt i de foregående underkapitler, og i tillegg utføre tilsvarende beregninger for DBA. I den foreliggende vurderingen er det ikke funnet nødvendig å utføre beregningene for andre uhell enn DBA. Disse retningslinjer er, må det igjen understrekes, sterkt konservative. Til de grader at de inneholder selvmotsigelser. Et sted stilles som krav at kapslingstemperaturen ikke skal kunne stige så høyt at metallvannreaksjonen starter. Et annet sted kreves at man ved beregninger antar at alle volatile fisjonsprodukter frigjøres. Det første av disse krav umuliggjør at det andre kan inntreffe. I I I Fis jons^roduktf rigji^relse_gg_trans2ort Aktivitetsutslippet er konservativt estimert ut fra retningslinjene gitt ovenfor og med støtte i beregnede verdier i ref. 2k. Her følger en oppsummering av forutsetningene som beregningen bygger på, sammenlignet med de forutsetninger som ligger t i l grunn for beregningen i ref. 2lw Reaktorens termiske effekt antas å være 3 Mvft ä mens Browns Ferryreaktoren i ref. 2k oppgis å ha effekt 3293 MWt. Her antas i overensstemmelse med ref. 123 at 1? av edelgassaktiviteten i kjernen frigjøres. Det tilsvarende tall i ref. 2k er l.jjf» det vil si 2% av edelgassaktivitetsinnholdet i de skadede brenselsstaver, son utgjør 75% av hele kjernen. i - Her antas videre i overensstemmelse med ref. 123 at 25$ av halogenaktivi-

24 teten i kjernen er frigjort og kan lekke ut av primærinneslutningen. Det er i det tallet tatt hensyn til at endel av halogenene har utplatet på veggene i primærinneslutningen. Av disse 2556 er 8% organiske jodider, 3% partikulært jod og resten elementær-jod. Det er videre antatt at de organiske jodider ikke løses opp i reaktorvannet. Forsøk viser at dette er en konservativ antagelse. Det er også grunn til å anta at partikulært jod oppløses i vannet like lett som elementær jod. Det er derfor regnet med at forholdet mellom konsentrasjon av partikulært og elementær-jod i luften og i reaktorvannet er 1, i overensstemmelse med ref. 2h. I ref 2k er antatt at 5$ av halogenene frigjort fra brenslet før utplating er organiske jodider. Dette vil gi en høyere begynnelseskonsentrasjon av halogenaktivitet i luftvolumet i primærinneslutningen relativt til konsentrasjonen i reaktorvannet, etter utplating. Det er i beregningene for Brenntangen videre antatt at lekkasjerate fra primærinneslutningen, blandingsforholdet med luften i sekundærinneslutningen og utluftningsraten fra sekundær inne slutningen er samme som i ' ref. 2k. Lekkasjeraten fra primærinneslutningen er.5$ av det frie volum pr. døgn. Det er antatt fullstendig blanding med luftvolumet i bygningen, og utluftningsraten fra bygningen er-1$ pr. døgn.. Filtrene i avgass-systemet antas i overensstemmelse med ref. 2U å ha effektivitet 99% på alle halogener, og ingen effekt på edelgasser. Det er også blitt antatt at de luftvolum som inngår i beregningene er av samme størrelsesorden som i ref. 2U. Ved bruk av disse forutsetningene vil utslippsraten være meget nær den som er beregnet i ref. 2k 3 mens de absolutte verdier vil være en faktor 5 høyere for halogenaktivitet og en faktor 6 høyere for edelgassaktivitet. Disse faktorer er beregnet ut fra de betingelser som er oppsummert ovenfor Beregningen av den resulterende strålingseksponering i forskjellige avstander fra anlegget er utført med regnemaskinkoden EADOS, ref. 37. Det er tatt hensyn til forandringer i isotopsammensetningen i utslipps gassene med tid etter uhellet. I tabeli 9 og 1 er gitt utslippsraten til forskjellige tidspunkt samt totalt aktivitetsutslipp innen de enkelte tidsintervall. -

25 I tabell 11 og 12 er gitt totalt aktivitetsinnhold i reaktoren av de forskjellige viktige f is jonsprodukter ved forskjellige tidspunkt etter at uhellet har funnet sted. Data i de siste to tabellene er fra ref. 21. Spredningsberegningene er utført med regnemaskinkoden RADOS, ref. 37, for alle fem Easquill-klasser. Helkroppsdose fra DBA. med de tre skorsteinshøyder finnes i fig. 1 til 3, og skjoldbruskkjeri;el-dosen finnes i fig. h til 6." Tabell 9 Utslippsrate og utslipp av edelgassaktivitet. DBA. Tid ettsr uhell Utslirrpsrate (Ci/sek') Tidsintervall Utslipp (Ci) min min min time timer timer dag dager dager 25 dager o.19.8u U.O. -1 min 1-3 min 3-6 min 1-3 timer 3-1 timer 1-2U timer 1-3 dager 3-1 dager 1-25 dager U U7

26 Tabell 1 Utslippsrate og utslipp av halogenaktivitet. DBA. Tid etter uhell Utslippsrate (Ci/sek) Tidsintervall Utslipp (Ci) min 1 min 3 min 1 time 3 timer 1 timer 1 dag 3 dager 1 dager 25 dager " 5 -h H IO" 3 X. (.XL) 2.3. IO" 3 o XU -1 min min 3-6 min 1-3 timer 3-1 timer 1-2k timer 1-3 dager 3-1 dager 1-25 dager A9 k.k

27 Tabell 11 Totalt innhold av fisjonsprodukter i kjernen Edelgasser (Ci) sek 5 min l6.7 min 5 min 2.8 t 8.3 t 27.8 t 3-5 d 11.6 d Kr 83m 1.3,7* 1,3,7 1.3,7 Kr 85m 3.9,7 3.8,7 3.7,8 Kr 85 T.,1* neglisjerbar Kr ,7 6.7,7 6.,7 Kr ,7 9.3,7 8.8,7 Kr ,8 3.8,7 3.,6 1. 3, 3. u,,7,7 k. Kl 7- T,,7 2.,,, ,,7 k. 7,,7 o,7 5, : 6. 8,6 1. 2,,7 u.,6,7 1. 6»,U 5-3,,5 9. 3, Kr 9 1.3,8 2.U,5 Kr ,7 Kr ,7 Kr ,7 Kr 9k 1.5,7 Kr ,7 Xel31m 7.7,5 7.7,5 7.7,5 7. 7,,5 7. 7,,5 7..6,5 7«2,,5 6. 3,5 lj.,5 Xel33m negli&jerbar Xel33 1.8,8 1.8,8 1.8,8 Xel35m U.6,7 ^.5,7 ^.3,7 Xel35 2.5,7 2.6,7 2.8,8 y.el37 1-5,8, 6.9,7 8.7,6 Xel38 la,8 1.2,8 7.2,7 Xal39 1.^,8 8.8,5 XelltO 9.8,7 1.5,2 XelUl U.6,7 XelU2 9.,6 Xell+3 5.1,6 1.8,,8 h,.,,7 3. 3,7 2.3,1* 1.8,7 1,.8,, ,,7 k, 6,,7 1,.6,5 i,.8,8 i,.9,7 6,.1,7 i. 2. 7,8 6,6 3. 2,7 i. k,8 8. k,3 7-7,5 5.,7 x 1.3,7 >etyr ~ 7

28 Tabell 12 Totalt innhold av fisjonsprodukter i kjernen Halogener (Ci) sek 5 min l6.7 miu _t 27.8 t 3.5 d 11.6 d Br83 Br84 Br85 Br87 Br88 1.3,7 2.4,7 3.8,7 6.9,7 7-5,7 l.3»7 2.3,7 1.5,7 2.,6 1.5,2 1.2,7 1.8,7 9.8,5 1.5,2 1.1,7 6.2,6 1.2,6 3.2, ,5 4.5,2 3., ,7 1.1,8 1.7,8 2.,6 1.6,8 8.,7 1.3,8 8.7,7 4.6,7 9.1,7 1.1,8 1.7,8 3.3,6 1.5,8 6.k,6 2.4,4 9.1,7 1.1,8 1-7,8 3.,6 1.5,8 1.8.U ,7 8.9,7 8.4,7 6.9,7 3.4, ,8 1.1,8 9.1,7 5.5,7 9.5,6 1.6,8 1.6,6 1.3,8 6.9,7 1.1,7 1-7,4 2.2,6 6.6,5 1.1,4-1.4,8 1.2,8 6.6,7 9.,6 3.,4 o o o o o o.

29 FWR For en PWR er følgende uhell beskrevet: 1. Uønsket fisjonsgassfrigjørelse (Accidental Release of Waste Gases). 2. Brudd på dampgeneratorrør (Rupture of Steam Generator Tube). 3. Brenselsbytteuhell (Refuelling Incident) k. Kjølevannstap-uhell (Loss of Coolant Incident). 5. DBA. Fisjonsproduktfrigjørelse og resulterende helkropps- og skjoldbruskkjerteldoser i omgivelsene er beregnet ±o±- Design Basis Accident (DBA).

30 Uønske^fisjonsgassfrigjgrelse^ Det kan oppstå en uønsket frigjørélse av fisjonsgasser ved brudd på volumkontrolltanken eller på forsinkelsestanken (hold-up tank). Fis jonsgassene oppbevares i forsinkelsestanken under trykk. Aktiviteten blir, vesentlig redusert før frigjørelse til omgivelsene ved normal drift. Det kan være en eller flere forsinkelsestanker, og de skal være isolert fra hverandre hvis det er flere Fis j onsgroduktf rig jørelse_t il^mgivelsene^ Beregning av fisjonsproduktfrigjørelsen er gjort under følgende forutsetninger: 1. Reaktoren har vært i kontinuerlig drift tilstrekkelig lenge til at de f is jonsprodukter som er av betydning, har oppnådd metningsverdier. 2. Reaktoren blir kjørt med maksimalt tillatt grad av småskader på brenslet, skade på 1% av brenselsstavene. I ref. loj regnes med at avgassene samles opp i forsinkelsestankene kontinuerlig i 22 timer. I realiteten vil det være et gradvis utslipp hele tiden, så denne beregningsmåten er konservativ. Den aktivitet som frigis,er edelgassaktivitet, og er ekvivalent med 965 Ci Xe 133. For volumkontrolltanken regnes ikke med noe radioaktiv nedbrytning av aktivitetene. Denne har også et visst innhold av halogener. Den frigjorte aktivitet fra volumkontrolltanken vil være edelgassaktivitet ekvivalent med 255 Ci Xe 133 og halogenaktivitet ekvivalent med lt.27 Ci I 131. I ref. 1^ regnes med at bruddet på tanken skjer i slutten av* en oppsamlingssyklus, når aktivitetsinnholdet er maksimalt. Aktivitet s innholdet i forsinkelsestanken vil da være edelgassaktivitet ekvivalent med 32 Ci Xe 133, og halogenaktivitet ekvivalent med O.O69 Ci I 131. Aktivitetsinnholdet i volumkontrolltanken vil være edelgassaktivitet ekvivalent med 32 Ci Xe 133, og halogenaktivitet ekvivalent, med.57 Ci I 131.

31 1 tie 1i«i Aktivitetene antas å bli frigjort i bakkehøyde. Det er tatt hensyn til den ekstra meteorologiske spredning av aktivitetene som skyldes turbulens forårsaket av bygningen. I

32 Brudd_ å_dampjeneratorrgr^ Dette uhellet består i at det oppstår fullstendig trudd på et rør i dampgeneratoren. Radioaktive f is jonsprodukter som finnes i reaktorvannet, vil da komme over i dampen på sekundærsiden. Dette uhellet er "beskrevet med forskjellig forløp i de to referanser, ref. Ik og ref Fisjonsgroduktfrigjørelse_og_trans22 *i I ref. lu gis uhellet følgende forløp. Den frigjorte aktiviteten vil påvises av en strålingsmonitor i luftejektoren. Dette skjer ca. 2 sekunder etter uhellet, og fører til at luften ikke lenger slippes ut direkte til atmosfæren, men føres inn i inneslutningen. Reaktoren stoppes av reaktoroperatøren. Damp-forbi-føringsventilene (Steam Bypass Valves) vil føre dampen utenom turbinene til kondenseren. Dette vil skje i løpet, av et par minutter. Så snart det er "bestemt hvilken dampgenerator som inneholder det skadede røret, vil sirkulasjonen-gjennom denne.avstenges. Når trykket i dampgeneratoren har sunket under en viss verdi, vil dessuten dampledningen stenges. Analyse av hendelsesforløpet viser at tap av vann fra primærsystemet vil stansej etter maksimalt 3 minutter-. Ved dette uhellsforløp inneholdes alle aktiviteter i 'inneslutningen, og det "blir ikke noe unormalt utslipp av aktivitet. Det er derfor i ref. ik utført en alternativ anfilyse som forutsetter at ekstern krafttilførsel ikke er tilgjengelig (cff-site power not available). Hendelsesforløpet er som ovenfor, inntil etter at reaktoren har stoppet, bortsett fra at reaktoren antas å stoppe automatisk på grunn av lavt trykk. På grunn av sviktende krafttilførsel vil ikke kondenserens vannsirkuleringspumper (condenser circulating water pumps) virke. Utslippsventilene til atmosfæren (atmospheric relief valves) vil åpne automatisk for senking av trykket i dampgeneratorene. Dampforbiføringen til kondenseren er stengt som resultat av at sirkulasjonspumpene ikke virker, så det kommer ikke noe aktivitet til kondenseren. Nødkjølevannssystemet (emergency feed-water) vil kjøle reaktoren og dampgeneratorene. Det regnes med at det tar maksimalt ti minutter etter at uhellet har funnet sted før operatøren har bestemt hvilken dampgenerator feilen opptrer i og sørger for å få den

33 isolert. Allikevel regnes det med i analysen av uhellet at det tar 3 minutter før den skadede dampgeneratoren er isolert, og overføring av aktivitet fra primærsystemet til sekundærsystemet stanses. I ref. 17 beskrives uhellet som følger. Lekkasjen fører til at trykket i primærsystemet synker, og dette igjen fører til at reaktoren automatisk avstenges. Etter avstenging blir primærkjølesystemet kjølt ved at damp slippes ut gjennom damputslippsventilene (steam dump valves) direkte til atmosfæren og gjennom turbinens forbiføringsventil (turbine bypass valve) til kondenseren. Når temperaturen har sunket tilstrekkelig (28 C), blir utslippsventilene stengt. Det regnes med følgende tidsrom. Det tar lk.6 minutter før avstenging av reaktoren fra det tidspunkt da uhellet finner sted. Utslippsventilene er deretter åpne i 65 sekunder og gir i denne tidsperiode direkte utslipp til atmosfæren. Det tar 3.6 timer før primærkjølesystemet er tilstrekkelig avkjølt til at begge dampgeneratorene kan isoleres. I denne tidsperioden føres aktiviteter gjennom turbinens J. forbiføringsventil til kondensatoren, og frigjøres derfra gjennom skorsteinen. I Det er forutsatt at reaktoren kjøles så hurtig som det er tillatt, men da er det nødvendig å ha utslippsventilene delvis åpne etter at temperaturen har sunket under 2 C. Dette gir et ytterligere utslipp direkte til atmosfæren Fis j on^ >r duktf^igj[øj:e^s Jji^omgiTCls^ne^ De beregnede utslipp er fra ref,, ik gitt som edelgassaktivitet på totalt 1528 Ci og halogenafctivitet på 3.3 Ci. Det er da for halogenene regnet med et forhold mellom konsentrasjon i dampfasen og vannfasen i dampgeneratoren på Disse utslipp er i bakkenivå. Total.-aktivitet frigjort til sekundærsiden av dampgeneratoren er gitt i tabell 13.

34 Tabell 13. Aktivitet til sekundærsiden av dampgeneratoren. Generatorrørbrudd Isotop Aktivitet I Ci I 132 ^7 I 133 2U I 131* 29 I Kr I ref. 17 oppgis at total aktivitet frigjort til sekundærsystemet er edelgassaktivitet ekvivalent med Ci Xe 133, og halogenaktivitet ekvivalent med 72 Ci I 131. For den halogenaktivitet som går ut gjennom damputslippsventilene, regnes det med et forhold mellom konsentrasjonen i vannet i dampgeneratoren og dampen som slipper ut på 1. For den halogenaktivitet som slippes ut gjennom skorsteinen etter først å ha 3 passert gjennom kondensatoren, regnes forholdet å være 1. Disse faktorer er valgt med støtte i ref. U2, og Tef. 1*5. Utslippet er delvis bakkeutslipp, delvis gjennom skorsteinen.

35 Brenselbj^te-uhejLU Dette uhellet består i at et brenselelement faller ned under brenselbytte. Kjernen i enpwr er konstruert slik at dette uhellet kan føre til skade på kjernen bare hvis brenselelementet faller i vertikal stilling ned på et annet brenselelement, og det vil da bare kunne oppstå skade på disse to elementer. Dét samme gjelder om elementet skulle falle ned på et brenselstativ i brenseltanken. Om det faller i horisontal stilling, vil det bare kunne treffe toppen av stativet. Analyser har vist at den største graden av skade vil oppstå om elementet faller ned på gulvet, velter over på siden og i fallet treffer en skarp gjenstand. Dette hendelsesforløpet menes å føre til maksimal skade. Den skarpe gjenstand er ikke nærmere definert i og det finnes faktisk ikke noen slik i tanken. Det hevdes i ref. 17 at dette vil føre til brudd på kapslingen til 13 brenselstaver, og i ref. ih på 15 staver. Dette tilsvarer i begge tilfelle en hel rad med staver l!is jonsproduktfrig jørelse_og_trans22?*i Beregning av fisjonsproduktfrigjørelsen er gjort med bruk av følgende forutsetninger: 1. Reaktoren har vært i kontinuerlig drift i en periode tilsvarende en fullstendig brenselssyklus. De f is jonsprodukter som er av betydning, har da oppnådd metningskonsentrasjon i brenslet. 2. Bare de edelgass- og halogenaktiviteter som befinner seg i plenum, blir., frigjort. 3. Det tar noe tid etter avstengning av reaktoren før brenselbytte kan foretas. I løpet av denne tiden vil fisjonsproduktaktivitetené reduseres ved radioaktiv nedbryting. Det tidligste tidspunkt på hvilket uhellet kan finne sted, er i ref. 17 angitt som 2 døgn, og i ref. 3.I4- som 9 timer. Tabell lu gir aktivitet frigjort til vannet (fra ref. 17).

36 Tabell ik. Aktivitet frigjort til vannet. Brenselsbytteuhell. Mest aktive stav Mest aktive stavrekke Plenumsaktivitet som %-å.el av total tilgjengelig aktivitet (available activity) Xe 133 I 131 Kr Ci Ci % 3.7 % 32 % Tabeli 15 gir aktivitet frigjort til vannet (fra ref. lu). Tabell 15. Aktivitet frigjort til vannet. Brenselsbytteuhell. Mest aktive rad Xe 133 m Xe 133 I. 131 Kr Ci Ul6 Ci 2 Ci 212 Verdiene fra de to referanser er av samme størrelsesorden, men ikke helt i overensstemmelse liljonsgroduktfrigørelse_til_omgivelsene i Edelgassaktiviteten vil stige opp til luftvolumet over brenselstanken. Det meste av den frigjorte halogenaktivitet vil derimot-oppløses i.vannet. Med støtte i arbeid rapportert i ref. hk, er det i ref. 17 valgt en faktor

37 for forholdet mellom halogenkonsentrasjonen i vannet og i luftvolumet på 1. I ref. lu er aet henvist til ref. 135, og konkludert med at en verdi på 1 er konservativ. Allikevel er det, for ytterligere konservatisme, regnet med en verdi på bare 1. Halogener i luftvolumet over vannet vil til en viss grad utplate på veggene, men det er ikke regnet med denne ekstra reduksjonen. I ref. 1^ er det i tillegg regnet med at aktivitetene passerer gjennom et filter med effekt 95% for halogener før de slipper ut i omgivelsene. I begge referanser, ref. Ik og ref. 17, er det regnet med at aktivitetene frigjøres fra selve bygningen, ikke fra skorsteinen. Det totale aktivitetsutslipp er som gitt i tabellene, med en ubetydelig reduksjon ay halogenaktivitet på grunn av den forsinkelse som skyldes at mesteparten av "aalogenene til å begynne med er oppløst i vannet.

38 Det alvorligste uhell av denne type er et fullstendig brudd på en av reaktorens kjølekretser. Dersom det ikke fantes noe nødkjølesystem, 4 ville konsekvensen være en kraftig temperaturøkning i kjernen, først på grunn av varme fra forsinkede fisjoner og fra nedbrytning av fisjonsproduktene, så på grunn av metall-vann-reaksjonen. Dette er en kjemisk reaksjon mellom vanndamp og zirkonium. Den er av betydning bare ved høye temperaturer, men reaksjonshastigheten øker kraftig med ytterligere stigende temperatur. Resultatet er at brenslet vil smelte og bli ødelagt. id i k Nå har reaktoren ikke bare ett, men flere uavhengige nødkjølesystem, som sikrer at selv under de mest ugunstige forhold vil ikke temperaturen i kjernen stige så høyt at metall-vann-reaksjonen blir satt i gang,'og det er derved også sikret at brenslet ikke smelter. Til tross for det, postuleres det vanligvis at uhellet får ét ekstremt forløp. Beskrivelse av dette forløpet finnes i kapitlet Design Basis Accident. El I

39 P.es igi I de foregående underkapitler er de forskjellige typer uhell blitt beskrevet. I dette underkapitel vurderes og beregnes konsekvensene av det såkalte Design Basis Accident. På samme måte som for enbwr har det vært vanlig å velge somdba en ekstrem type kjølevannstap-uhell. I ref. 123 fra USAEC er gitt følgende retningslinjer for analyse av de radiologiske konsekvenser avdba for en trykkvannsreaktor: 1. Reaktoren har kjørt på full effekt i så lang tid at de isotoper som er av interesse har nådd likevektstilstanden % av halogenene i kjernen blir umiddelbart frigjort, og vil lekke ut av primærinneslutningen. Av disse 25 % er 1$ organiske jodider, 5% partikulært jod, og resten elementær-jod. 3. 1$ av edelgassene i kjernen frigjøres og vil gradvis lekke ut av primærinneslutningen. Denne antagelse og den foregående forutsetter fullstendig nedsmelting av hele reaktorkjernen. k. Radioaktiv nedbryting av aktivitetene under oppholdstiden i anlegget tas med i betraktning. 5. Reduksjon av luftbåren aktivitet oppnådd ved sprinkling, resirkulasjonsfiltrering eller andre sikkerhetssystem beregnes for hvert enkelt tilfelle. 6. Primærinneslutningen antas å ha konstant lekkasjerate i de første 2k timer etter uhellet, lik.den spesifiserte lekkasjerate for maksimalt trykk etter uhellet. Lekkasjeraten for resten av DBA-f orløpet antas å være 5% av lekkasjeraten i de første 2k timer. Aktiviteten antas å lekke direkte fra primærinneslutningen til omgivelsene, og betraktes som et utslipp i bakkehøyde. Ved disse retningslinjer blir aktivitetsutslippet høyere enn for alle de