核管理委员会在后福岛时代的择优选择:一个案例研究

2018年5月7日|上午9:31
CROCUS的核心,一个用于瑞士EPFL研究的小型核反应堆罗摩/维基百科
马克Leyse
核安全分析师及顾问,

20世纪60年代末,原子能委员会(NRC)的前身——原子能委员会(AEC)向设计核反应堆的西屋电气(westinghouse)和通用电气(GE)付钱,让它们测试自己的应急冷却系统的功效。

一旦发生反应堆失水、燃料棒暴露的事故(称为“冷却剂损失事故”),这些系统就会将水注入反应堆,以防止反应堆熔毁。西屋电气和通用电气进行的测试被命名为全长紧急冷却传热(FLECHT)测试。FLECHT测试模拟燃料棒发生冷却剂损失事故。测试的目的是尽可能真实:将12英尺高的棒束模拟燃料棒,用电加热到反应堆事故温度,然后用冷却水淹没。

其中的几个测试旨在评估燃料棒的外壳,即“包层”,在事故条件下的承受能力。燃料棒的包层主要是锆,一种银色金属。在事故中注水后,热锆包层旨在承受迅速重新淹没和冷却的热冲击。包层不能受力到失效点。燃料包壳在事故中发挥良好的作用至关重要,因为它是防止高放射性物质释放到外部环境的屏障。

图1。来源:威斯汀豪斯)

罗伯特·莱斯,我的父亲,西屋电气公司的一名核工程师,进行了一些FLECHT试验。1970年12月11日,其中一项名为Run 9573的测试产生了意想不到的结果。在9573运行中,测试包的一段锆包层起火。包层在蒸汽中燃烧,冷却后破碎,就像过热的玻璃浇上冷水一样。

Leyse先生指示一名实验室助理为被破坏的测试包拍照,其中一张如图1所示。在一个FLECHT测试报告在莱斯合著的报告中,西屋电气将严重燃烧、破碎的部分称为“严重损坏区”,并指出“(测试)包的其余部分状况良好”。

西屋电气的FLECHT数据已有近50年历史,但仍受到高度重视。AEC使用了一些FLECHT数据来建立规定直到今天还在。西屋的报告FLECHT测试的前18秒的数据是有效的,在包层着火之前。

对反应堆事故中锆燃烧程度的担忧

2009年,我提交了一份制定规章的请愿书(PRM-50-93),要求制定旨在改善公众和工厂工人安全的新法规。PRM-50-93认为,工业和NRC的计算机安全模型低估了锆燃料包壳在蒸汽中的燃烧程度。在更专业的术语中,请愿书声称模型低估了反应堆事故中锆与蒸汽化学反应的速率。我引用了FLECHT Run 9573的数据和其他用锆包层进行的实验来支持我的观点。

锆蒸汽反应产生二氧化锆、氢和热。在严重事故中,随着反应堆堆芯内局部包层温度的升高,锆蒸汽反应速率增加。随着反应速度的加快,会产生越来越多的热量;反过来,额外的热量增加了反应的速度,可能导致热失控和熔毁。

锆蒸汽反应在熔解过程中会产生数百公斤的爆炸性氢气,这是个问题。在福岛第一核电站事故中,三个反应堆被熔毁,氢气从反应堆的容器中泄漏并爆炸,炸裂了反应堆建筑。放射性物质的泄漏促使数万人撤离,并使大片土地无法居住。

“高优先级”

2010年,NRC表示技术分析我2009年的规则制定请愿书(PRM-50-93)是“高优先级”。然后,在2011年,该机构发布了一项新闻稿宣布打算通过发布PRM-50-93的初步评估,“增加请愿审查过程的透明度”。声明说,在核管会委员们考虑了所有工作人员的建议和评估之后,才会对请愿书做出最终决定。

作为PRM-50-93初步技术分析的一部分,NRC工作人员对FLECHT Run 9573进行了计算机模拟。他们将模拟结果与西屋电气报告的数据进行了比较。然而,有一个主要的问题员工的模拟.他们所做的模拟点燃的测试束的部分。(或者,如果他们确实模拟了那个部分,他们决定不公布他们的发现。)

打个比方:NRC的工作人员所做的就像模拟一场森林火灾,忽略那些已经烧成灰的树木,只模拟那些已经烧焦的树木。在做了这样一个虚假的模拟之后,人们可能会试图争辩说,树木实际上不会在森林火灾中烧毁。工作人员基本上就是这么做的。他们利用模拟的结果认为模型锆蒸汽反应的有缺陷——反应速率并非被低估。

2013年1月31日,我给当时领导NRC的五位委员做了一次报告。他们邀请我在会上发表我的观点公众参与会议在核管理委员会的规则制定过程中他们显然想要我的见解,因为在2007年,我在一份规则制定请愿书(PRM-50-84)中提出了一个安全问题,他们决定将其纳入他们的一项规定中。我曾指出,计算机安全模型忽略了模拟在冷却剂损失事故中影响燃料棒性能的一种现象。

在我的演讲中,我批评了工作人员对FLECHT Run 9573的计算机模拟。我说:“你不能通过不对[着火]的测试包的部分进行实际建模来对[着火]的实验进行合法的计算机模拟。”在问答环节中,委员威廉·马格伍德向我保证,他和其他委员将指示工作人员“跟进”我的评论,包括我对工作人员模拟Run 9573的批评。会议结束五周后,委员会秘书安妮特·维蒂-库克,指导员工“考虑并回应”我对PRM-50-93审查的评论。

我希望工作人员及时进行并报告FLECHT Run 9573的合法计算机模拟。相反,在2013年3月,员工重申他们的先验,不完整的运行9573的模拟-预测了锆在蒸汽中燃烧的程度,表明计算机安全模型是不够的。

2015年11月,在忧思科学家联盟的Dave Lochbaum和NRC政策和规则制定部门副主任Aby Mohseni的帮助下,我提出了一系列额外的抱怨,188金宝博公布结果FLECHT Run 9573的计算机模拟,包括点燃的测试束部分。模拟结果在- - - - - -预测西屋电气报告的温度。

T美国核管理委员会的严重损伤区计算机模拟运行9573

美国核管理委员会的严重损伤区域的计算机模拟预测FLECHT Run 9573测试包层和蒸汽温度,在7英尺海拔,在实验开始18秒。(严重受损区域大约有16英寸长,位于12英尺高的测试包海拔7英尺的中心。)

Run 9573的严重损伤区模拟预测的最高包层温度为2350华氏度,海拔7英尺,持续18秒。西屋电气公司报告说,在Run 9573开始的18.2秒内,海拔7英尺处的包层温度超过了2500华氏度。7英尺高度的包层温度没有直接由热电偶(温度测量设备)测量;然而,西屋报道安装在包层上的电加热器在海拔7英尺处的18.2秒内开始失效,当时包层的局部温度超过了2500华氏度。因此,即使考虑到0.2秒的时间差,我们也可以推断出Run 9573的严重损伤区模拟对包层温度的预测低于100°F以上(在点燃的测试束部分)。

(请注意,在NRC模拟Run 9573的时间和电加热器在实验中开始失效的时间之间有0.2秒的时间差。在工作人员对Run 9573(工作人员对prm -50-93的初步评估报告中报告)的不完全模拟中,预测的最高包层温度为2417.5华氏度,海拔6英尺,耗时18秒。和最高预测包层温度升高速率为29°F / s,在海拔6英尺处,18秒。从这些预测中,我们可以推断出(尽管该值尚未报告),在海拔7英尺的地方,预测的最高包层温度上升速率约为每秒29°F或更低,时间为18秒。)

在9573运行中,在海拔7英尺的地方,锆蒸汽反应产生的热量辐射到当地环境,加热附近的蒸汽。最高蒸汽温度NRC的严重损伤区模拟预测9573号跑道的温度为2055华氏度,海拔7英尺,耗时18秒。西屋公司报告说16秒在Run 9573中,安装在海拔7英尺处的蒸汽探测器热电偶直接记录了超过2500华氏度的蒸汽温度。和一份西屋电气的备忘录(包括在附录一人口、难民和移民事务局- 50 - 93)表示12秒后,蒸汽探测器热电偶记录了“一个极快的温升速率(超过300°F/秒)”。(谁知道当地的蒸汽温度到底有多高——18秒;它们可能比2500华氏度高数百华氏度)因此,Run 9573的严重损伤区模拟比预期的蒸汽温度低了400°F以上(根据点燃的测试束的部分)。

事实上,NRC的严重损伤区模拟低估了9573运行中发生的包层和蒸汽温度,这有力地证明了模型低估了反应堆事故中发生的锆-蒸汽反应速率。

反应堆的合格功率水平增加

自20世纪70年代以来,NRC已批准超过150次功率水平的提高(称为“功率提高价值),使它们能够产生越来越多的电力。确定电源升级的一个重要部分是通过计算机模拟提供保证,如果在拟议的更高功率水平上发生冷却剂损失事故,应急系统将能够防止熔毁。

计算机模拟应该可以做到-预测潜在核事故的严重程度。当反应堆的功率水平通过“保守”模拟(过度补偿的模拟)合格时,就建立了安全边际。如果反应堆运行在一个安全的功率水平,提供足够的安全裕度,熔毁就不太可能发生。

锆在高温下燃烧的程度对反应堆事故的进展和结果有重大影响。如果计算机安全模型对锆蒸汽反应速率预测不足,它们也会对潜在反应堆事故的严重程度预测不足。而且,如果模型对潜在事故的严重程度预测不足,那么反应堆的功率水平很可能设置得过高,紧急冷却系统可能无法防止在冷却剂丢失事故中发生熔毁。

超过8年的请愿审查程序(有选择性)

核管理委员会的工作人员技术分析我的2009年规则制定请愿书(PRM-50-93)于2016年3月18日完成,但直到将近两年后的2018年3月5日才公开。技术分析表明有意拒绝PRM-50-93。它以声明结尾:“请愿书的每一个关键假设都经过了详细调查。请愿书没有提供任何支持改变规则的新信息。核管理委员会的工作人员不同意请愿书的主张,并得出结论,没有必要修改(核管理委员会的规定)或其他相关指南。”

有趣的是,一个核管理委员会员工的电子邮件根据《信息自由法》(Freedom of Information Act)的要求发布的一份报告显示,在2015年8月——在他们的技术分析完成前7个月——工作人员已经计划拒绝PRM-50-93。当时,工作人员打算在2016年8月宣布否认。

2016年PRM-50-93的技术分析没有讨论甚至没有提到Mohseni先生在2015年11月披露的FLECHT Run 9573的计算机模拟结果。某些工作人员似乎有意否认PRM-50-93,以至于他们愿意作出虚假陈述,并省略支持请愿书指控的证据。他们似乎决心掩盖他们自己的计算机模拟的事实- - - - - -预测,以很大的优势西屋电气报告了Run 9573测试包点火部分的温度。

对PRM-50-93进行2016年技术分析的工作人员没有遵守委员会在2013年1月指示他们“考虑并回应”我对他们模拟Run 9573的批评。2016年的技术分析有一节题为“2013年1月公共委员会会议上提出的问题”;然而,这一节没有讨论Mohseni先生在2015年11月披露的模拟结果。

2014年4月,我提交了50页的评论声称工作人员对PRM-50-93的初步评估有许多错误,而且我为支持我的论点而讨论的材料也有不实陈述。在我看来,2016年的技术分析也存在同样的不足。我怀疑部分技术分析是恶意进行的。也许某些工作人员担心,颁布我要求的法规会迫使公用事业公司降低反应堆的功率水平。

作为一名花了几个月时间撰写PRM-50-93的公众成员,我个人对某些工作人员不尊重科学和公众参与核管理委员会规则制定过程的努力的方式感到不满。(NRC口头上鼓励公众参与。它的网站拥有该机构“致力于为公众提供有意义地参与核管理委员会决策过程的机会。”)更糟糕的是,他们愤世嫉俗的行为破坏了公共安全。

在一个书面决定华盛顿特区巡回上诉法院的法官说,一个联邦机构花了超过六年的时间来审查一份规则制定申请,这“简直是令人震惊的”。NRC已经对PRM-50-93项目进行了8年多的审查——既拖延又挑选。

UCS的角度来看

以下是忧思科学家联盟(Union of Concerned Scientists)核安全项目主任戴夫·洛奇鲍姆(Dave Lochbaum)的文章188金宝博

我(戴夫·洛奇鲍姆)邀请马克·莱斯准备这篇评论。我不仅仅是在监督马克的努力——我和他就他的研究及其意义进行了几次电话交谈。我还审查和评论了他的几份请愿书草案和意见书。

马克无私地花了数不清的时间研究这个安全问题,煞费苦心地起草他的请愿书。他在请愿书中没有含糊地表达对安全的担忧。相反,他的担忧被详细描述,并引用了数十份原始文件。(马克的这篇评论草稿包含33个脚注,引用了出处和页码,支持了他2300多字的文本,这反映了他的专注。我把脚注转换成嵌入的链接,在这个过程中丢失了章节和诗句。任何想要具体页码的人可以给我发电子邮件。)

在评论的最后,马克表达了他个人对NRC处理他所关心问题的方式的不满。这不是我的请愿,但我也对核管理委员会处理,或不当处理,马克真诚的安全问题的方式感到不满。他提出了非常具体的观点,这些观点都是有据可查的。美国核管理委员会用含糊不清、缺乏根据的说法驳斥了他的担忧。如果马克的安全担忧是毫无根据的,核管理委员会必须找到一种方法来确凿地证明这一点。”Nuh-uh是一种不可接受的方式来消除核安全问题。

除了从技术角度粗暴地处理马克的安全问题外,NRC在处理过程中也不恰当地处理了他的担忧。除此之外,马克还要求核管理委员会的工作人员解释为什么没有对西屋电气的FLECHT Run 9573实验进行完整的计算机模拟。核管理委员会拒绝回答他的问题,声称其程序不允许向他发布临时信息。我代表马克向核管理委员会提出抗议,指出核管理委员会在一个又一个案例中例行地向核电站所有者提供有关规则制定请愿的临时信息。我问,为什么NRC的程序对公众是一种方式,而对核电站主是完全不同的方式。他们的诡计暴露了,NRC“突然”发现自己能够向马克提供临时信息,或者至少是其中的部分信息。

NRC于2016年3月完成了对马克请愿书的技术分析,但对他和公众隐瞒了两年的信息。NRC在两年内不会向核电站所有者隐瞒类似信息。NRC必须公平行事,停止与它有时监管的行业过于亲近。

如果核管理委员会处理马克请愿的方式是该机构最好的表现,我们需要一个新的机构。这些滑稽行为是完全不能接受的。