Riskbedömning och säkerhetsanalys av kärnkraftverk i drift

Transkript

1 Riskbedömning och säkerhetsanalys av kärnkraftverk i drift Föreläsning i kursen Strålskydd och miljöeffekter i kärnbränslecykelns olika skeden RFA Sahlgrenska, avd för Radiofysik, Göteborg Anders Henoch, Ringhals AB anders.henoch@vattenfall.com

2 Presentation vem är jag Civilingenjör maskinteknik Chalmers 1983 Ringhals sedan 1987 (konsult, anställd 1997) analyser av hållfasthet och brottmekanik ( sprickor, oförstörande provning) ff (2014) reaktorsäkerhet, svåra haverier, probabilistiska säkerhetsanalyser (PSA) Vill gärna avveckla kärnkraft - men inte ersätta den med kol och olja

3 Presentation vem är ni? Legitimerade sjukhusfysiker, radiofysiker samt forskarutbildningsstudenter i medicinsk strålningsfysik Personer som tidigare genomgått CPD-utbildningen Krisberedskap och strålskydd i radiologiska och nukleära nödsituationer Jag utgår från att ni inte har någon djupare kännedom om kärnkraftverk och kommer att på 45 minuter ge en rätt översiktlig bild och förklara följande 6 begrepp: - Djupförsvar - Barriärer - Kritiska säkerhetsfunktioner - Händelseklasser - Deterministiska analyser - Probabilistiska analyser - Övergripande fokus på svåra haverier med påtagliga radiologiska konsekvenser

4 Finn fem fel

5 Finn fem fel Pariserhjulet står stilla Inga barn i nöjesparken (bara en gubbe) Besökaren har dosimeter Mossa på asfalten 13 mikrosv/h i mossan (motsv 115 msv/år vid ständig vistelse)

6 Konsekvenser av stora olyckor Chernobyl Fukushima Yta > ca 10 msv/yr km km2 Berörd befolkning Utsläpp till luft Jod PBq PBq Utsläpp till luft Cs PBq PBq Fukushima/Chernobyl = 1/10 i landyta olämplig för civilt boende Fukushima/Chernobyl = 1/3 i berörd befolkning Fukushima/Chernobyl = ca 1/10 i utsläppt aktivitet till luft Jod-exponering till allmänheten bör vara väsentligt lägre i Fukushima pga utdelning av jodtabletter, evakuering samt livsmedelsmonitering. PBq = petabq =1E15 Bq Källa: Assessment on the 66th day of projected external doses from the nuclear accident in Fukushima, IRSN report DRPH/

7 Potentiell markbeläggning från svåra haverier Inventarium Cs 137: 400 PBq (Ringhals 3) Acceptabel dos groundshine 20 msv/yr Dosfaktor 5.83E-16 (Sv/s)/(Bq/m2) (från IAEA-TECDOC-1162) Motsvarande beläggning: 1100 kbq/m2 Antag helt jämn fördelning 0.057% Cs % motsvarar 230 TBq vilket kan täcka 211 km2 med 1100 kbq/m2, eller en cirkel med radien 8.2 km 1% motsvarar 4000 TBq vilket kan täcka 3682 km2 med 1100 kbq/m2, eller en cirkel med radien 34.2 km 10% motsvarar TBq vilket kan täcka km2 med 1100 kbq/m2, eller en cirkel med radien km 7 APRI - forskning om svåra haverier Anders Henoch % Cs137 10% Cs137

8 Potential ground contamination from nuclear accidents, cont Comments: Note that this is Cs137 contamination, all other isotopes are neglected. Most notably is Cs134 neglected which initially will give 3 times the dose rate from Cs137, and hence initially add up to 80 msv/yr Uniform distribution is of coarse unlikely, and maximizes the potentially affected area. However, when comparing with Fukushima (1-10% Cs) and Chernobyl (30-60% Cs) the circles are reasonable the same size as distance to most remote area with > 20 msv/yr 1 Source Term - some aspects Anders Henoch

9

10 Allmänt om risker identifiera bedöma - hantera

11 Riskbedömning - riskhantering Imagination - man försöker tänka ut vad som kan hända. Erfarenhetsåterföring, forskning, kreativt tänkande PSA-analyser kan vaska fram betydelsefulla felkombinationer Assessment - analyser, bedömningar Management - Drift, driftinstruktioner - Utbildning träning - Underhåll - Säkerhetskultur Jag brukar följa hastighetsbegränsningarna, men idag har jag bråttom Vi tvättar alltid händerna med sprit, men denna månaden har vi inga patienter med besvärliga bakterier - Haverihantering förberedda åtgärder för det oförberedda

12 Riskbedömning - Riskhantering Perception Assessment Management TMI En härdsmälta är otänkbar Bristfällig analys av händelser bortom design Bristfälligt instruktionsstöd för händelser bortom design Chernobyl Reglersystem och välutbildade operatörer begränsar reaktivitetstransienter Analyser av reaktivitet resulterar i administrativa och tekniska barriärer Bristande säkerhets-kultur administrativa och tekniska barriärer kringgicks Fukushima Tsunamis kan inträffa Bristfällig analys av frekvens och amplitud Oklart mandat fördröjde vissa åtgärder

13 Djupförsvar

14 Djupförsvar, forts Defence in depth in Nuclear Society, INSAG-10

15 Barriärer 1. the fuel matrix; 2. the fuel cladding; 3. the boundary of the reactor coolant system 4. the containment system. 5. (reaktorbyggnad, styrd ventilation endast BWR) 6 6. Filtrerad tryckavlastning ( Haverifilter )

16 TMI (Three Mile Island unit 2, Harrisburg, ) Barriärer? kutsar - nej kapsling - nej RCPB (reaktortank) - i stort sett intakt Inneslutning - intakt, men hade viss bypass inledningsvis

17 Barriärgenombrott för olika radioaktiva ämnen från TMI2 Huvudsakligen genom att reaktorvatten pumpades ut till tankar i hjälpsystemet via let-down (=utebliven inneslutningsisolering)

18 Barriärer - fortsättning Chernobyl reaktor Upper core plate of reactor Barriärer? Kutsar - nej Kapsling - nej RCPB - nej Inneslutning det lilla som fanns blåste bort

19 Källterm Chernobyl Från GRS-121 p 58

20 Barriärer - fortsättning Fukushima - barriärer? Kutsar - nej Kapsling - nej RCPB - nej Inneslutning litegrann Cs-utsläpp enl simulering: Nakamura, Hoshi, CSARP F1 1F2 1F3 3-5% 10-15% 4-7%

21 Översikt barriärer Fukushima Daiichi Block 1-3: Reaktortank läcker, inneslutning läcker, reaktorbyggnad läcker

22 Sammanfattning barriärer Ädelgaser Designhändelse, rörbrott Härdsmälta, TMI Härdsmälta med haverifilter X = brusten barriär Uran -kuts Kapsling RCS Inneslutning Reaktorbyggnad Haverifilter Intakt Intakt X Intakt Intakt Ej aktiverat Små Utsläpp X X Intakt Intakt - Saknas, skulle ej aktiverats X X X Intakt, men avlastas Små utsläpp - Aktiveras % Jod Mkt Små utsläpp Mkt små utsläpp Cs Mkt små utsläpp Mkt små utsläpp < 0.1% < 0.1% Fukushima X X X X X Saknas 100% 1-10% 1-10% Chernobyl X X X X X Saknas, skulle ej fungerat 100% 50% 30-50%

23 Säkerhetsfunktioner Kritiska säkerhetsfunktioner (PWR) Kritisk säkerhetsfunktion Barriär Underkriticitet kutsar, kapsling Härdkylning kutsar, kapsling Värmesänka kutsar, kapsling, RCPB Reaktorkylsystemets integritet Inneslutningens integritet Reaktorkylsystemets massinnehåll RCPB Inneslutning Kutsar, kapsling, RCPB Barriärskyddande funktioner (BWR) - Reaktivitetskontroll - Tryckavsäkring och tryckavlastning av primärsystemet - Härdkylning - Inneslutningsfunktion och resteffektkylning - Nödventilation - Kylning av använt bränsle

24 Säkerhetsfunktioner - forts TMI - säkerhetsfunktioner? - Reaktivitet? Ja, man får snabbstopp, borinsprutning Effekten minskar från 100->6%, efter några timmar till 1% - Härdkylning - ja inledningsvis, men avbryts pga missförstånd - Värmesänka - si och så, omöjliggörs när härden torrläggs - RCPB Tryckavsäkring? Ja, säkerhetsventiler öppnar - Inneslutning? Ja, dock viss bypass inledningsvis - Massinnehåll? Nej Chernobyl - säkerhetsfunktioner - Reaktivitet? Nej - man får en effektrusning till åtminstone ca 100 ggr normal reaktoreffekt. Detta sliter sönder RCPB och omöjliggör alla övriga säkerhetsfunktioner - Chernobyl-reaktorns inneslutningsfunktion är begränsad

25 Säkerhetsfunktioner - forts Fukushima - säkerhetsfunktioner? - Reaktivitet? Ja, man får styrstavsinskjutning Effekten minskas från 100->6%, efter några timmar till 1% - Härdkylning - ja inledningsvis, men avbryts pga tsunami som slår ut dieslar och kylsystem (715) - Värmesänka slås ut av tsunami - RCPB Tryckavsäkring? Ja, säkerhetsventiler öppnar - Inneslutning? Inledningsvis ja, sedan tvingas man till improviserad tryckavlastning, slutligen förstör härdsmältorna tätheten - Massinnehåll? Inledningsvis ja, speciellt block 2 och 3 vidmakthöll spädmatning i 2-3 dygn

26 Haverihantering Före härdskador djupförsvarsnivå 1-3 Efter härdskador djupförsvarsnivå Förhindra härdskador - Skydda barriärer, minska utsläpp - Händelsestyrda instruktioner (vi vet vad som hänt) - Symptombaserade instruktioner (vi kan inte utgå från att vi vet vad som hänt) - Processinformation antas tillgänglig - Beakta störd informationsbild, stöd för att (om möjligt) skatta saknad information - Entydiga beslutspunkter baserade på kriterier och sättvärden - Beslutsprocess där man väger för- och nackdelar mot varandra - Använd säkerhetsklassad utrustning - Använd allt du har - Kontrollrummet kör anläggningen - Beslutsprocess sker i tekniskt stöd - Gör det som instruktionerna säger - Gör det som är bra, låt bli att göra det som är dåligt

27 Haverihantering Exempel på för- och nackdelar: - Använda inneslutningsspray + Tar ner tryck minskar läckage + tvättar ner fissionsprodukter - Kan skapa brännbar vätgasblandning - Fylla upp inneslutning + Täcker härdrester + Håller kvar fissionsprodukter - Dränker viss utrustning - Ta ner tryck i ånggeneratorer + Värmesänka kyler primärsystem - Ökar risken för tubbrott

28 Händelseklasser Händelser indelas i händelseklasser enligt följande: Händelseklass H1 Normal drift Händelseklass H2 Störningar Händelseklass H3 Mindre haverier Händelseklass H4 Konstruktionsstyrande haverier Händelseklass H5 Hypotetiska haverier (svåra haverier) Före TMI var fokus på händelseklasser upp till H4 (preventive) Efter TMI har fokus utökats till H5-händelser (mitigative) Jämför bilar: - 2-krets bromssystem, anti-sladdsystem skyddar mot olyckor - deformationszoner, krock-kuddar, delad ratt-stång lindrar konsekvenserna när en olycka sker iallafall

29 Deterministiska analyser Välj dina störningar Analysera (energi- och massbalanser, process-dynamik, hållfasthet m.m.) Använd konservativa data ( på säkra sidan ) Ansätt enkelfel (plocka bort _en_ komponent oavsett vilken som plockas bort ska säkerhetsfunktionen upprätthållas) För vanliga händelser accepteras endast små utsläpp och inga skador på anläggningen För ovanliga händelser accepteras större utsläpp och vissa skador på anläggningen

30 Deterministiska och probabilistiska analyser 1 Deterministisk I en deterministisk analys bestämmer man på förhand vilka störningar som anläggningen ska klara (Ex: Bortfall av yttre nät, rörbrott) I en deterministisk analys analyseras varje barriär för sig så att de ska klara alla störningar. Förutsättningar väljs pessimistiskt för värsta fallet Enkelfel förutsätts - _EN_ godtycklig komponent antas alltid otillgänglig

31 Deterministiska och probabilistiska analyser, forts Deterministisk Fördel: Robust, lättförståelig Nackdel: Varje barriär analyseras separat Konservativa antaganden (nackdel för kraftverket) Fokus på värsta fallet Det är inte möjligt att mäta säkerhetsnivån Multipla fel beaktas ej Man kan missa subtila beroenden Inom givna randvillkor går det alltid bra

32 Deterministiska och probabilistiska analyser, forts 2 Probabilistisk Probabilistiska (sannolikhetsbaserade) analyser erbjuder en möjlighet att i en och samma analys betrakta ett kärnkraftverks alla barriärer och det sätt de fungerar på i samband med olika störningar. Med PSA är det möjligt att beskriva och värdera en helhetsbild av ett kärnkraftverks säkerhet.

33 Deterministiska och probabilistiska analyser, forts Probabilistisk Fördel: Mer realistisk modellering av olycksförlopp Det "riktiga" händelseförloppet analyseras Fokus på dominerande riskbidrag Kan mäta säkerhetsnivån Gör det möjligt att optimera säkerhet Beaktar multipla fel Nackdel: Resurskrävande Vissa konservativa antaganden krävs Komplex

34 PSA - Tage-Danielsson-beräkningar Om sannolikhet Tage Danielsson. Ur "Under Dubbelgöken" Alltså, sannolikhet, va, det betyder väl nå't som är likt sanning. Och då är det synd, tycker jag, att man tydligen från och med i år - på grund av de rådande konjunkturerna - inte har råd med några riktiga sanningar längre, utan att man måste nöja sig med sannolikhetskalkyler. För dom är inte riktigt lika pålitliga. Dom blir till exempel väldigt olika före och efter. Jag menar till exempel, före Harrisburg... och då var det ju ytterst osannolikt, att det som hände i Harrisburg skulle hända, men se'n så fort det hade hänt, då raka sannolikheten upp till inte mindre än hundra procent, så att det blev... det blev nästan sant att det hade hänt.... Dom förstår inte att en sak, som inte ens är sannolik, den kan ännu mindre vara sann. Jag menar, dom har inte hängt med i utvecklingen, och... alltså dom fick säkert lära sig av sina föräldrar att alltid tala sanning. Tala alltid sanning, barn, sa nog deras föräldrar till dom. Det får vi inte säga till våra barn. Vi måste lära våra barn, att alltid tala sannolikt, så att dom förstår, att det som hände i Harrisburg inte kan hända här. Eftersom det inte ens kunde hända där, vilket hade varit mycket mera sannolikt med tanke på att det var där det hände.

35 PSA, fortsättning 1975 kom den första moderna PSA-studien, WASH-1400, Rasmussen-rapporten Rapporten var banbrytande med användning av probabilistiskt angreppssätt och beräkning av sannolikheter för fel i kärnkraftverk Rapporten fick visst akademiskt intresse, och användes bl.a. som tillhygge i kärnkraftsdebatten i Sverige Förespråkare för kärnkraft hävdade (med stöd av rapporten) att riskerna med kärnkraft var små jämfört med annan industriell verksamhet Motståndare mot kärnkraft hävdade (med stöd av rapporten) att konsekvensbeskrivningarna för osannolika händelser var så förskräckliga att de var otänkbara att acceptera

36 PSA, fortsättning Efter TMI-olyckan mars 1979 (TMI = Three Mile Island, kärnkraftverk med 2 reaktorer nära staden Harrisburg) ökade intresset för Rasmussen-rapporten Man kan inte säga att Rasmussen-rapporten förutsade TMI, men den visar att flera små samverkande fel ger väl så stort riskbidrag som enstaka stora fel (stort rörbrott o.s.v.) Ökad användning av PSA-analyser rekommenderades i Säker kärnkraft?, Betänkande av Reaktorsäkerhetsutredningen, SOU 1979:86 Användning av PSA-analyser (och att hålla dem levande map anläggningsändringar och utveckling av analys-teknik) är ett krav i myndighetens föreskrifter (SSMFS 2008:1, 2008:17)

37 PSA, definitioner PSA Nivå 1 - Risken för härdskador - Konsekvensen = Härdskada (överhettning av bränsle) - Frekvensen = ggr/år - Risk = härdskada/år PSA Nivå 2 - Risken för radioaktiva utsläpp - Konsekvensen = Utsläpp (t ex Cs eller Bq) - Frekvensen = ggr/år - Risk = Bq/år eller Cs/år PSA Nivå 3 - Risken för omgivningen (görs f.n. ej i Sverige) - Konsekvensen = Dos till tredje man (Man Sv, Dödsfall eller kostnad/man Sv.) - Frekvensen = x/år - Risk = Man Sv /år, Dödsfall/år, Kronor/år

38 PSA, definitioner PSA Nivå 1- och 2-analyserna utförs för driftlägen: - Effektdrift - Ned- och Uppgång - Avställd reaktor, Bränslebyte, Revision och följande inledande händelser analyseras: - Interna händelser (Process-störningar, rörbrott, bortfall av yttre nät) - Avställningsspecifika händelser - Rumshändelser Brand Översvämning och Ångutsläpp - Yttre händelser (extremt väder, igensättning kylvatten) Trots svårigheter att hitta data och bra modeller så anses det viktigt att ha så heltäckande PSA-studier som möjligt (så att man inte glömmer tsunami t.ex.) Vid avställd reaktor är tryck och temperatur låga samtidigt saknas många barriärer och kan därför ge betydelsefulla riskbidrag

39 PSA på 3 minuter

40 PSA, forts PSA analyserar tillförlitligheten hos anläggningens barriärer mot olika inledande händelser

41 PSA, forts Om vår inledande händelse är elbortfall - så behövs reservkraft Om vår inledande händelse är förlust av värmesänka - så behövs trycknedtagning, alternativ kylning Om vår inledande händelse är rörbrott - så behövs inte trycknedtagning, men inpumpning för att ersätta läckage Om vår inledande händelse är brand - så behövs brandskyddssystemen - o.s.v.

42 Tillförlitliga system Hög tillförlitlighet uppnås genom en kombination av REDUNDANS och DIVERSIFIERING För att uppnå mycket hög tillförlitlighet krävs diversifiering för att minska risken för CCF - Common Cause Failure - Fel med gemensam orsak

43 PSA, forts Redundans och CCF En hyfsad komponent felar 1 gång på 1000 Antag 2 oberoende redundanta komponenter -> 1 på miljonen Antag 3 oberoende redundanta komponenter -> 1 på miljarden men hallå vad är sannolikheten för att man gör felaktigt underhåll på alla 3 komponenterna fyller på fel dieselolja på alla dieslarna alla drabbas av extrem kyla För att nå otillgängligheter på säg < 1E-4 krävs redundans och diversifiering, välordnat underhåll, erfarenhetsåterföring o.s.v. Det är i allmänhet inte meningsfullt med mer än 4-faldig redundans

44 PSA, forts I PSA nivå 1 modelleras detaljerat tillgänglighet och beroenden hos de säkerhetsfunktioner som ska ta hand om de inledande störningarna Den inledande händelsen har en viss frekvens f De nödvändiga systemen har en viss otillgänglighet R Om de nödvändiga systemen är otillgängliga får vi härdskada Frekvensen för detta är f x R Slutresultatet i PSA nivå 1 är härdskada, vilket kan vara allt från en oskyldig bränsleskada till omfattande härdskador

45 Inledande händelse och barriär IH Inledande händelse händer x ggr/år frekvens Barriär otillgänglig med sannolikheten y Konsekvens inträffar IH*Barriär ggr/år Microsoft Excel-kalkylblad Inledande händelse o barriär LOOP LOCA Tsunami Sverige Tsunami Japan, med skyddsvall Tsunami Japan Punka 2 däck Punka 1 däck Händelse (LOOP = Bortfall yttre nät, LOCA = stort rörbrott) IH Barriär - 1.E+00 1.E-01 1.E-02 1.E-03 1.E-04 1.E-05 1.E-06 1.E-07 Frekvens (1/år)

46 PSA - resultatpresentation - forts Kort vit stapel vanlig händelse Lång vit stapel ovanlig händelse Kort mörk stapel svag barriär Lång mörk stapel stark barriär Målsättning: Att få en jämnstark anläggning

47 PSA, forts I PSA nivå 2 går vi vidare - hur gick det sedan? Givet att vi fått en härdskada - hur stora blir utsläppen I PSA nivå 2 är fokus på otillgängligheten hos de barriärer, framförallt inneslutningen och dess skyddssystem, som ska förhindra spridning av aktivitet Slutresultatet i PSA nivå 2 är ett antal (typiskt 20) typhaverier med varierande status hos barriärer: - intakt inneslutning ( solskenshistoria, som TMI med mycket små utsläpp trots stora härdskador - filtrerade utsläpp - läckage i inneslutning - bypass-sekvenser (tub-brott, läckage i system som penetrerar inneslutningsbarriären - stora inneslutningsbrott pga explosioner, övertryckning o.s.v.

48 PSA, forts Slutresultatet i PSA nivå 2 är ett antal (säg 20-30) typhaverier där varje haveri har en frekvens och en utsläppsmängd. Exempel: Relativ frekvens olika typhaverier R3 (R3, /3.5) Arrested Core-melt TMIsekvens Scrubber release filtrerat utsläpp Basemat penetration genomsmältning av bottenplatta

49 PSA - resultatpresentation - forts I detta diagram presenteras source-term-risk, d.v.s. utsläpp x frekvens Vi ser t.ex. att utsläpp genom skrubber (Intact containment) får försumbart bidrag medan basemat penetration (kina-syndromet) blir dominerande (R3, /3.5)

50 PSA resultatpresentation, forts Nedan återfinns en source-term-risk-kurva med andel utsläppt Cs på x-axeln och frekvens på y-axeln. Frekvensen för utsläpp > 0.1% är < 1E-6/år (BE) (R3, )

51 PSA nivå 3 I en PSA nivå 3 studie går man ett steg vidare Med utsläppsmängder och frekvenser från nivå-2-studien tar man in data för - Väder - Befolkningstäthet - Antagna skyddsåtgärder Man kan då via en utsläppsrisk på t.ex. Bq/yr räkna om denna till en konsekvens av typ cancerfall/år, dödsfall/år eller (om man vet elproduktionen) cancerfall/twh, dödsfall/twh I Sverige har nivå-3-studier utförts i mycket begränsad omfattning Överlag får man låga risker för dödsfall och/eller cancer som dock kanske inte övertygar I Japan (Fukushima) finns betydande motstånd mot återflyttning till områden med > 1 msv/år extra strålning. Med gängse antaganden (5% cancer/sv) är detta en liten hälsorisk, men kostnaden för condemned land blir enorm (Utbetalningar hittills /nov 2014/ ca 290 GSEK)

52 PSA - tänkt resultat av nivå 3-studie KSU Bakgrund Nummer Hälsorisker vid elproduktion

53 PSA - sammanfattning PSA kan värdera multipla fel, subtila beroenden, oväntade kombinationer En jämnstark anläggning kan fås genom att bygga starka barriärer för ofta förekommande inledande händelser I PSA nivå 2 kan på samma sätt tillförlitligheten hos inneslutningsbarriären värderas Genom att presentera source term risk kan man göra en rangordning av olika riskbidrag Man kan också jämföra nyttan av förebyggande respektive konsekvenslindrande åtgärder (preventive resp mitigating)

54 Tack för uppmärksamheten!

55 Övningsuppgifter Uppskattning av frekvens för ovanliga händelser - Ofta vill man ha data/frekvenser för händelser som inte har hänt. En s.k. nollpunktsskattning innebär att man antar att händelsen hänt en halv gång - Exempel: Vad är sannolikheten för ett stort rörbrott (stor LOCA Loss-Of- Coolant-Accident)? Händelsen har ännu inte hänt (n = 0) Världen har upplevt ca reaktor år Nollpunktsskattning: f = ((2n+1)/2)/15000 = 1/ E-5/år Metoden anses i allmänhet konservativ eller pessimistisk, speciellt om observationsunderlaget är litet Räknestycket ovan är egentligen en Bayesiansk uppskattning med en ickeinformativ prior

56 Övningsuppgifter, forts Flygplanet Concorde är planet som startade ggr och landade ggr Dagen före olyckan skulle en nollpunktsskattning gett - Antal krascher: n = 0 - Antal starter: NTO = Frekvens: f = (2n+1)/2/89999 = 1/ på miljonen Dagen efter olyckan skulle en nollpunktsskattning gett - Antal krascher: n = 1 - Antal starter: NTO = Frekvens: f = (2n+1)/2/90000 = 3/ på miljonen anger Fatal Crash rate per million flights till för Concorde (=1/ på miljonen ) för Boeing 737 ( 0,3 på miljonen för planet som kraschat 72 ggr)

57 Övningsuppgifter, forts Tid Antal härdsmältor #Ryr CDF Yr WASH-1400 (beräknat) ,00E ,0 Före TMI ,00E ,1 Efter TMI ,00E ,2 Före Chernobyl ,33E ,2 Efter Chernobyl ,22E ,3 Före Fukushima ,14E ,2 Direkt efter Fuk ,57E ,3 Nu (nov 2014) ,42E ,8 Härdsmältor per tusen reaktorår Härdsmältor/tusen reaktorår 3,5 3,0 2,5 2,0 1,5 1,0 0,5 0,0 1970,0 1980,0 1990,0 2000,0 2010,0 2020,0 År Yr

58 Övningsuppgifter, forts Från

59 Övningsuppgifter, forts När besluten om haverifilter togs i Sverige på 1980-talet var en målsättning att sannolikheten för utsläpp > 0.1% av härdinventariet av Cs skulle vara extremt liten. Hur stort markområde kan ett sådant utsläpp förstöra? AccDos 20 msv/yr 6,33775E-10 Sv/s DoseConv 5,51E-16 5,51E-16 (Sv/s)/(Bq/m2) AccDepos 1150 kbq/m2 1,15E+06 Bq/m2 Inventory 4,00E+17 Bq 4,00E+17 Bq (R3, Cs 137) DestrArea 3,48E+05 3,48E+11 m2 Fraction 0,10% DestrArea 3,48E+08 m2 348 km2 1% DestrArea 3,48E+09 m km2 10% DestrArea 3,48E+10 m km2

60 Översikt dossituation i Fukushima

61 Some fall-out comparisons Few people die of radioactive fall-out but the societal effect is considerable Typically we receive 5 msv/yr from background, air travels, X- ray, radon etc Typically 100 msv/5 yr = 20 msv/yr is accepted for radiological work (although seldom utilized) In the following tables simple dose-rate estimations are done of excess dose rate from Cs fall-out - RED = more than 20 msv/yr - YELLOW = between 5 and 20 msv/yr - GREEN = between 1 and 5 msv/yr - NO COLOR = < 1 msv/yr

62 Some fall-out comparisons, cont Limitations of dose-rate estimations: - Only ground-shine from Cs134/137 considered Sheltering when being in-doors is neglected (could reduce dose) Ingestion is neglected (could increase dose) Hard surfaces (streets etc) washed by rain (could reduce dose) Accumulation of Cs may occur at certain places (could increase dose) Other isotopes than Cs neglected (could increase dose) - The levels 5 and 20 msv/yr are annotated only as a comparison. It is simply not the same to Expose a limited number of adult trained monitored radiological workers with e.g. 20 msv/yr Expose a whole society (women, children, cats and dogs etc) with e.g. 20 msv/yr

63

64 Simple dose-rate estimation Chernobyl - Only groundshine from Cs-134 and Cs Ratio Cs-134/Cs-137 = 0.5

65

66 Simple dose-rate estimation Fukushima - Only groundshine from Cs-134 and Cs Ratio Cs-134/Cs-137 = Cs134_2_Cs BaseYear 0.5 Cs134_2_CsTot 0.5 Cs137_2_CsTot 1.48E-15 Dosrate conv ersion factor, groundshine Cs-134, (Sv /s)/(bq/m2) 5.51E-16 Dosrate conv ersion factor, groundshine Cs-137, (Sv /s)/(bq/m2) 2.06 T12_Cs134 (yr) 30 T12_Cs137 (yr) Dosrate 2011 (mikrosv/h) Dosrate 2011 (millisv/yr) Dosrate 2012 (millisv/yr) Dosrate 2016 (millisv/yr) Dosrate 2021 (millisv/yr) Dosrate 2031 (millisv/yr) Dosrate 2061 (millisv/yr) CsTot 2011 (kbq/m2)

67 Comparison Chernobyl Fukushima Yellow Fuk kbq/m2 Red Chern kbq/m2

68 Comparison Chernobyl and Fukushima Chernobyl red > 1480 kbq/m2 Cherykaw > 1480 kbq/m2 (distance 250 km) Fukushima red > 3000 kbq/m2 Fukushima yellow > 1000 kbq/m2 Note that Kiev got < 37 kbq/m2 but places as far as 250 km away got > 1480 kbq/m kbq/m2 corr. to appr 27 msv/yr groundshine >1480 kbq/m kbq/m kbq/m kbq/m2 68 Severe Accident Management Anders Henoch Kiev < 37 kbq/m2 (distance 130 km)

69

70 Simple dose-rate estimation Chernobyl Gävle region (Sweden) - Only groundshine from Cs-134 and Cs Ratio Cs-134/Cs-137 = 0.5 (some sources say 0.67)

71 Dose rate decay (Cs134/Cs137 = 1, Fukushima) Rel dose (-) 120% 100% 80% 60% 40% 20% 0% Time (yr) Tot dose Cs134 dose Cs137 dose After 10 years dose rate reduced to appr 20%, after that very slow decay

72 Dose rate decay (Cs134/Cs137 = 0.5, Chernobyl) Rel dose (-) 120% 100% 80% 60% 40% 20% 0% Time (yr) Tot dose Cs134 dose Cs137 dose After 10 years dose rate reduced to appr 40%, after that very slow decay

73 To conclude The main effect of severe accidents is long term ground contamination Since 20 msv/yr is the long term acceptable dose rate for nuclear workers (adult, trained and educated, carefully monitored, protective clothes etc) it is simply not consistent or realistic to believe that the general public (women, cats, children) would accept such a level To my opinion an assessment of consequences should focus on - amount of Cs released - size of area affected - assess cost of property and infrastructure not accepted by the public and hence worthless As of TEPCO has payed out 4200 GJPY = 31 GEUR for indemnification of Nuclear damage Se also presentations/papers by Patrick Momal 1 Source Term - some aspects Anders Henoch