Nuclear Accident in Japan - Asiaa

0 downloads 122 Views 1MB Size Report
Mar 17, 2011 - example, 5 days after shutdown, the decay heat is still about 0.3% of the .... cv =600 J kg-‐1 C-‐1,
Nuclear  Accident  in  Japan     The  earthquake  and  tsunami  in  Japan  are  a  terrible  disaster.    The  suffering  of  the   Japanese  people  has  been  exacerbated  by  the  crisis  unfolding  in  the  nuclear  power   plant  of  Fukushima  prefecture.    Nuclear  power  remains  a  mystery  to  many  people,   which  adds  to  the  sense  of  fear  and  powerlessness  when  something  has  gone  as   wrong  as  it  has  at  Fukushima  (Fig.  1).    This  note  is  written  to  reach  an   understanding  of  the  unfolding  events,  and  to  help  assess  corrective  action,  both  for   the  near  term  and  for  the  distant  future.     Figure  1.    Map  and  timeline  of  events  at  Fukushima  nuclear  complex.    

 

 

Frank  H.  Shu                                                                                                                                                                                        7:45  pm  17  March  2011  

Light  Water  Reactors     The  kind  of  nuclear  power  used  in  most  parts  of  the  world,  including  Japan,  the   United  States,  and  Taiwan  is  generated  when  the  nucleus  of  an  atom  of  uranium-­‐235   absorbs  a  neutron  and  splits  into  two  smaller  pieces  called  fission  products.    The   process  of  absorption  is  enhanced  if  the  neutron  moves  slowly.    Two  to  three   neutrons  are  released  in  the  fission  process,  which  are  initially  moving  quite  fast   when  they  first  come  out  of  the  uranium  nucleus  or  are  subsequently  emitted  by  the   fission  products.    If  enough  uranium-­‐235  is  packed  closely  together  in  the  fuel  rods   of  a  nuclear  reactor,  one  and  only  one  of  these  neutrons  will  be  absorbed  by  a   neighboring  uranium-­‐235  nucleus,  causing  it  to  fission  and  release  an  additional   two  to  three  neutrons.    The  process  of  one  uranium  nucleus’s  fissioning  to  induce   another  uranium  nucleus  to  fission  is  called  a  chain  reaction.    The  excess  neutrons   that  are  not  absorbed  by  uranium  are  either  absorbed  by  other  nuclei,  or  are  lost   from  the  surface  of  the  assemblage  of  fuel  rods.    To  help  a  nearby  uranium-­‐235  atom   to  absorb  one  of  these  extra  neutrons,  a  flow  of  water  molecules  circulate  as  a  hot   liquid  under  high  pressure  or  as  steam  between  the  fuel  rods,  with  the  hydrogen  in   the  water  slowing  down  the  fast  neutrons  when  they  collide  with  the  water   molecules.    In  light  water  reactors  (LWRs),  the  hydrogen  is  of  the  normal  kind,  and   water  is  said  to  be  the  moderating  agent  for  the  reactor.    When  one  and  only  one   neutron  from  a  fissioning  nucleus  creates  another  fission  reaction,  the  reactor  is   said  to  have  a  critical  mass.      In  properly  designed  reactors  (the  only  ones  that  can   pass  the  licensing  process  today),  natural  processes  that  require  no  operator   intervention  guarantee  that  the  reactor  is  exactly  critical.    Insertion  or  withdrawal  of   control  rods  to  increase  or  decrease  the  amount  of  neutron  absorption,  can  help  to   change  the  power  level  in  the  reactor  or  to  adjust  for  the  changing  fuel  composition   as  the  fuel  assemblage  ages,  but  the  fundamental  job  of  guaranteeing  that  reactors   do  not  go  supercritical  (which  results  in  an  exponential  increase  in  the  rate  of   reaction)  nor  go  subcritical  (which  results  in  an  exponential  decrease  in  the  rate  of   reaction)  is  left  to  these  natural  processes  in  the  same  way  that  the  Sun,  which  is  a   fusion  reactor,  can  be  counted  on  to  give  a  steady  output  of  power,  day  after  day.     Figure  2.    Layout  of  electricity  generation  by  GE  Boiling  Water  Reactor  (BWR)  plant    

 

Frank  H.  Shu                                                                                                                                                                                        7:45  pm  17  March  2011  

  In  light  water  reactors,  water  serves  an  additional  purpose:  it  helps  to  carry  away   the  energy  of  the  fission  chain  reaction,  ultimately  to  drive  turbines  that  generate   electricity  (Fig.  2).    In  this  capacity,  water  is  spoken  of  as  a  coolant  for  the  nuclear     fuel.    This  cooling  is  required  even  if  the  reactor  is  shut  down  (for  example,  by  the   insertion  of  neutron-­‐absorbing  control  rods).    Some  of  the  fission  products   generated  by  the  splitting  of  uranium  are  radioactive,  meaning  that  they  emit   electrons,  or  alpha  particles,  or  gamma  rays  until  they  decay  to  stable  forms  by  such   emission.    The  radioactivity  of  these  unstable  fission  products  is  an  additional   source  of  energy  in  nuclear  reactors,  and  they  are  present  whether  the  nuclear   reactor  is  on  or  off.    Immediately  after  shutdown,  this  so-­‐called  decay  heat  is  about   6.5%  of  the  previous  power  of  the  nuclear  reactor.    After  two  and  a  half  minutes,  it   has  declined  to  about  3%  of  the  on-­‐power.    It  declines  more  slowly  after  that;  for   example,  5  days  after  shutdown,  the  decay  heat  is  still  about  0.3%  of  the  on-­‐power.     For  the  reactors  in  Fukyshima  prefecture,  this  means  that  after  shutdown  on  March   11  (the  day  that  the  earthquake  and  tsunami  struck)  each  reactor  on  March  16  was   still  putting  out  3.5  megawatts,  which  is  enough  to  cause  2,500  tonnes  of  reinforced   concrete  to  fail  in  about  a  week  if  the  reactor  core  they  enclose  is  left  uncooled.     This,  as  we  shall  see,  is  the  basic  dilemma  that  underlies  the  nuclear  crisis  in  Japan.     Given  the  disaster  that  has  overtaken  Fukushima,  we  are  led  to  ask:    Why  are  LWRs   sited  in  earthquake-­‐prone  countries  near  seashores  where  they  are  subject  to   tsunamis?    The  answer  is  that  LWRs  depend  on  water  for  moderation  and  cooling.     Large  sources  of  water  are  used  that  are  then  discharged  to  an  appropriate   reservoir.    LWRs  must  be  located  near  large  bodies  of  water:  rivers,  lakes,  or  oceans.     Civilization  often  chooses  the  same  sites  to  build  its  cities.    The  resulting  co-­‐location   of  nuclear  power  plants  and  population  centers  exacerbates  the  threats  to  human   health  and  safety  when  improbable,  but  eventful,  nuclear  accidents  occur.    The   confluence  arises  from  the  choice  to  use  LWRs  as  our  source  of  nuclear  power.     There  are  other  choices  possible.     Earthquake  and  tsunami     An  earthquake  measuring  9.0  on  the  Richter  scale  rocked  Japan  at  2:46  pm  March   11,  2011.    The  earthquake  was  more  powerful  than  the  limit  of  8.2  assumed  by  the   designers  of  the  Fukushima  nuclear  facility.    As  soon  as  the  tremors  were  sensed,   control  rods  descended  into  the  reactor  core  and  shut  down  the  chain  reactions  in   each  of  the  four  LWRs  of  the  so-­‐called  “boiling  water”  type.  Many  power  lines  went   down,  but  all  the  emergency  generators  designed  to  run  on  diesel  fuel  turned  on  and   continued  to  pump  water  to  carry  away  the  decay  heat.  Unfortunately,  the   subsequent  tsunami,  carrying  a  wave  of  water  10  m  tall,  washed  away  the  remaining   power  lines  as  well  as  the  reserves  of  diesel  fuel.    After  an  hour  of  operation,  the   emergency  diesel  pumps  also  were  without  electrical  power.         The  system  then  switched  to  a  less  powerful  system  that  runs  on  batteries.    The   batteries  operate  only  the  valves  in  a  pump  system  that  uses  the  power  of   Frank  H.  Shu                                                                                                                                                                                        7:45  pm  17  March  2011  

evaporating  water  that  comes  into  contact  with  the  fuel  rods  still  hot  with  decay   heat.  After  cooling,  the  condensed  steam  is  fed  back  into  the  cooling  system  to   replace  the  evaporated  water.    Unfortunately  water  that  comes  into  contact  with  the   hot  Zircaloy  cladding  of  the  fuel  rods  will  thermal-­‐chemically  dissociate  into   hydrogen  and  oxygen,  with  the  oxygen  combining  with  the  metal,  leaving  the   hydrogen  as  a  separated  gas.    Eventually,  in  reactor  1,  the  batteries  also  went  dead,   creating  a  period  without  any  pump  power.    To  relieve  the  steady  build-­‐up  of   pressure  in  the  containment  vessel,  the  workers  vented  the  hydrogen  into  the   containment  building.    When  fresh  batteries  arrived,  the  pressure  continued  to   build,  and  a  decision  was  made  to  have  a  partial  release  to  the  atmosphere.       Exposure  of  the  hydrogen  to  air  caused  an  explosion  in  reactor  1,  which  wrecked  the   outside  walls,  but  left  the  steel  containment  structure  around  the  reactor  intact.      A   decision  was  then  made  to  pump  seawater  into  the  reactor  pressure  vessel.    This   decision  means  that  the  Japanese  sacrificed  any  attempt  to  salvage  the  reactor  for   the  greater  good  of  public  safety.         The  explosion  affecting  reactor  1  occurred  about  28  hours  after  the  earthquake   struck.    Subsequent  hydrogen  explosions  also  destroyed  the  outer  containment   building  in  reactor  3  (accompanied  by  fire  in  reactor  4)  and  in  reactor  2.    Of  these,   the  explosion  involving  reactor  2  may  be  the  most  serious  because  it  apparently   damaged  not  only  the  outer  containment  building,  but  also  the  pressure  suppression   “pool”  (actually  a  torus;  see  Figs.  2  -­‐  4).    The  torus  increases  the  effective  volume  of   the  reactor  pressure  vessel,  thereby  helping  to  suppress  unplanned  large  changes  of   pressure  therein.    This  strategy  allows  the  reactor  pressure  vessel  to  be  constructed   with  thinner  steel  walls  than  many  of  the  critics  of  the  GE  BWR  design  feel   comfortable  with.    For  5  days  workers  have  bravely  battled  setback  after  setback  in   an  attempt  to  keep  the  fuel  rods  cool.    The  last  50  workers  were  evacuated  on  March   16  after  experiencing  radiation  exposure  as  much  as  5  times  the  maximum  safe   dosage  allowed  for  nuclear  plant  operators  in  the  United  States.     Figure  3.    Schematic  of  boiling  water  reactor  in  the  Fukushima  nuclear  complex.    

 

 (Barry  Brooks)  

Frank  H.  Shu                                                                                                                                                                                        7:45  pm  17  March  2011  



Dimensions  and  physical  properties  of  structures     Technical  details  on  the  GE  Mark  I  Boiling  Water  Reactors  (BWRs)  are  difficult  to   obtain.    We  shall  start  with  the  assumption  that  the  graphic  in  Figure  4  from  the   New  York  Times  is  to  scale.    From  the  safety  document  on  BWRs  we  deduce  that  the   outer  diameter  of  the  cylindrically  shaped  reactor  vessel  is  about  5  m.    We  then   approximate  the  containment  vessel  as  a  sphere  surrounding  the  reactor  vessel   containing  the  fuel  rods.    The  modeled  spherical  containment  vessel  has  inner   diameter  10  m  and  outer  diameter  of  14  m,  with  the  thickness  of  2  m  made  of   reinforced  concrete  that  is  by  volume  10%  steel.        We  take  this  construction   material  to  have  a  mean  density  of   ρ =  2,700  kg  m-­‐3,  a  mean  specific  heat  capacity  of   c v = 600  J  kg-­‐1  C-­‐1,  and  a  mean  thermal  conductivity  of  K  =  2  W  m-­‐1  C-­‐1.    Finally,  we   assume  that  the  containment  building  has  volume  V  =  (30  m)3.     € Figure  4.    New  York  Times  graphic  of  GE  Mark  I  BWR    

    Hydrogen  explosion     Suppose  the  volume  of  the  building  into  which  hydrogen  is  vented  is  V  =  (30  m)3.    If   this  hydrogen  is  at  a  pressure  of  1  atm  and  a  temperature  of  25  C,  then  there  are   27,000  m3/0.0224  m3  =  1.2  x  106  moles  of  H2  =  2,400  kg  of  hydrogen.    The  complete   combustion  of  this  amount  of  hydrogen  releases  energy  E  =  3.4  x  1011  Joules,  which   is  the  energy  equivalent  of  81  tonnes  of  TNT.    By  bomb  standards,  the  hydrogen   explosion  is  reasonably  impressive,  but  it  is  difficult  to  believe  that  it  was  felt  “40   km  away”  as  reported  in  some  news  accounts.     The  pressure  change  induced  by  the  release  of  energy  E  in  volume  V,    

Frank  H.  Shu                                                                                                                                                                                        7:45  pm  17  March  2011  

E = 8.5 MPa = 84 atm ,   3V /2   would  have  produced  a  strong  shock  wave  (pressure  jump  by  factor  of  85).    But  it   would  not  have  come  close  to  harming  the  steel  containment  vessel  of  reactor  1,   € which  has  a  compressive   strength  in  excess  of  400  MPa.    Notice  that  the  computed   value  of   ΔP  is  independent  of  the  assumed  V  because  E  is  proportional  to  V  if  the   explosion  took  place  in  the  containment  building  at  one  atmosphere  of  pressure.     In  reactor  2,  a  valve  failure  occurred  that  prevented  the  venting  of  hydrogen  from   € the  containment  vessel.    Somehow  oxygen  leaked  into  the  system,  perhaps  because   of  the  valve  problems,  and  an  explosion  probably  occurred  inside  the  reactor   containment  vessel.    This  would  be  very  bad,  because  then  the  explosion  would  have   happened  under  pressurized  conditions  and  in  a  confined  volume  (500  m3  instead   of  27,000  m3).  Instead  of  the  8.5  MPa  over-­‐pressure  computed  above  for  the   containment  building,  the  over-­‐pressure  of  an  explosion  within  the  steel   containment  vessel  could  be  well  over  a  hundred  MPa.    BWRs  are  designed  to   operate  at  about  7  MPa.      An  explosion  that  generated  over  a  hundred  MPa  could   well  damage  the  pressure  suppression  pool.    Because  radioactive  elements  unique   to  the  fission  process  have  been  detected  in  the  cooling  water,  it  is  likely  that  the   reactor  pressure  vessel  itself  has  been  breached.    As  Paul  Ho  points  out,  a  plausible   scenario  is  that  the  welds,  perhaps  in  the  entrance  and  exit  pipes,  gave  way  (see  Fig.   3).    If  so,  the  breach  would  make  it  harder  to  keep  the  fuel  rods  covered  with  water.     Insufficiently  cooled,  the  fuel  rods  are  then  in  danger  of  melting  and  pooling  on  the   floor  of  the  pressure  vessel  or  on  the  floor  of  the  containment  vessel.    Fear  that  such   a  more  compact  configuration  could  lead  to  a  supercritical  assemblage  of  uranium  is   apparently  what  motivated  the  plant  workers  to  flood  the  reactor  with  borated   seawater.    Boron  is  a  highly  efficient  absorber  of  neutrons  and  would  prevent  any   runaway  chain  reaction.    Nevertheless,  one  must  ask  whether  just  the  decay  heat   will  suffice  to  initiate  a  complete  meltdown  of  the  confinement  vessel,  with  a   resulting  release  of  the  radioactivity  of  the  fuel  rods  into  the  surrounding   environment.     Complete  meltdown?     With  R1  =  5  m,  R2  =  7  m,  and  ρ  =  2,700  kg  m-­‐3,  the  mass  of  the  containment  vessel   made  of  reinforced  concrete  is       4π M= ρs R2 3 − R13 = 2.47 × 10 6 kg.   3   The  heat  capacity  of  this  much  material  is  Mcv  =  1.48  x  109  J  C-­‐1  .    The  amount  of   energy  needed  to  raise  the  containment  vessel  from  25  C  to  500  C  (the  point  when   € loses  its  elastic  strength)  is  therefore  7.03    x1011  J.    At  time  t   reinforced  concrete   after  the  shutdown  of  a  reactor  operating  at  power  ℘0 ,  the  rate  of  release  of  decay   ΔP =

(

)

Frank  H.  Shu                                                                                                                  €                                                                      7:45  pm  17  March  2011  

heat  from  radioactive  fission  products  and  the  cumulative  decay  heat  released  since   shutdown  are  approximately  given  in  LWRs,  within  about  6%  accuracy,  by  the   formulae     −0.2962 ⎛ t ⎞ ℘decay (t) = 0.137℘0 ⎜ ⎟ for t > 150 s. ⎝ s ⎠   ⎡ ⎤ ⎛ t ⎞ 0.7038 E decay = ⎢0.195⎜ ⎟ + 3.12 ⎥(℘0s) for t > 150 s.   ⎝ s ⎠ ⎣ ⎦   The  thermal  power  of  the  Fukushima  Daiichi  reactor  is  of  order  ℘0 =  1.2  x  109  W.       Without  any  cooling,  it  would  have  taken  t  =  8.67  x  104  s,  or  1  day,  for  the   € containment  vessel  to  fail.    If  we  include  the  thermal  inertial  of  the  water  in  the   system  and  the  fact  that  the  emergency  cooling  equipment  switched  on  almost   € immediately,  there  was  no  immediate  danger  of  the  containment   failing.    The  first   explosion  occurred  28  hr  after  shutdown,  or  at  t  =  1  x  105  s,  when  the  release  rate  of   decay  heat  was     ℘decay = 5.4 MW.     To  dissipate  5.4  MW  of  heat  by  evaporating  water,  whose  latent  heat  for   vaporization  is  2.26  MJ/kg,  would  require  that  pumps  bring  2.4  kg/s  of  water  inside   € to  cool  the  fuel  rods.    To  get  2,400  kg  of  hydrogen  at  a   the  containment  structure   dissociation  efficiency  of   η  would  require  contact  with  21,600 η−1  kg  of  water,  i.e.,  at   this  stage  the  time  scale  needed  to  vent  the  hydrogen  was  9,000 η−1  s  =  2.5 η−1  hr.     Reasonable  values  of   η  explain  why  the  Japanese  operators  were  forced  to  vent  the   hydrogen  inside  the  containment  vessel  into  the  containment  building.   € €   € at,  say,   € t  =  4.32  x  105  s.    If   All  workers  were  evacuated  on  the  fifth  day  of  the  accident   € they  cannot  return,  the  subsequent  rate  of  release  of  decay  heat  will  have  to  be   absorbed  by  the  existing  system:     ⎛ t ⎞ −0.2962 ℘decay = 3.52 MW ⎜ ⎟ for t ≥ 5 d.   ⎝ 5 d ⎠   Since  the  reactors  were  still  being  actively  cooled  up  to  t  =  5d,  the  reinforced   concrete  should  have  had  a  temperature  of  100  C,  that  of  boiling  water  at  near   atmospheric  €pressure.    Suppose  the  amount  of  seawater  left  behind  the  containment   vessel  to  be  400  tonnes.    To  evaporate  it  takes  an  amount  of  energy  9.04  x  1011  J.     With  a  rate  of  decay  heat  given  by  the  above  formula,  this  will  take  3.22  d.    Beyond   that  time  the  rate  of  decrease  of  decay  heat  will  follow  the  formula:     ⎛ t ⎞ −0.2962 ℘decay = 3.04 MW ⎜ for t ≥ 8.22 d.   ⎟ ⎝ 8.22 d ⎠

Frank  H.  S€hu                                                                                                                                                                                        7:45  pm  17  March  2011  

  With  the  water  boiled  away,  it  will  take  an  input  equal  to  5.92  x  1011  J  to  heat  the   reinforced  concrete  from  100  C  to  500  C.    With  a  decay-­‐heat  release-­‐rate  given  by   the  above  formula,  this  would  take  2.34  d.    Without  any  intervention,  we  can  expect   the  containment  structure  to  collapse  at  t  =  10.6  d,  i.e.,  in  the  early  morning  of  March   22  given  the  assumptions  made  to  do  the  calculation.     One  can  enquire  whether  natural  cooling  can  prevent  this  catastrophe  through  the   outer  surface  of  the  containment  vessel  driving  natural  convection  in  the  air.       Newton’s  law  of  cooling  gives  its  temperature  T2:     4 πR2 2κ a (T2 − Ta ) =℘decay ,     where  the  air  inside  the  damaged  containment  building  might  have  a  temperature  of   Ta  =  25  C  and  a  heat-­‐transfer  coefficient   κ a = 15 W m−2 C −1 .    With  the  decay  heat   € given  by     ⎛ t ⎞ −0.2962 ℘decay = 2.82€MW ⎜ for t ≥10.6 d,   ⎟ ⎝10.6 d ⎠   the  solution  for  T2  reads     € ⎛ t ⎞ −0.2962 T2 = Ta + 305 C ⎜ for t ≥10.6 d.   ⎟ ⎝10.6 d ⎠   With  a  more  pessimistic  choice   κ a = 5 W m−2 C −1,  the  coefficient  305  C  in  the  above   equation  would  be  three  times  larger,  and  there  would  be  no  hope.    Even  with  the   € more  optimistic  scenario,  the  containment  vessel  still  has  to  carry  the  heat  flux  by   thermal  conduction  from  the  interior  surface  to  the  exterior:   €   ℘decay dT F= .   2 = −K 4 πr dr   We  approximate  the  thermal  conductivity  of  the  reinforced  concrete  K  as  a  constant,   and  we  get  that  the  temperature  T1  at  the  inner  surface  has  to  be  higher  than  at  the   outer  surface  value  T2  b€y     ℘decay ⎛ 1 1 ⎞ ΔT = ⎜ − ⎟.   4 πK ⎝ R1 R2 ⎠   -­‐1 -­‐1, With  K  =  2  W  m  C ,  we  have  the  requirement ΔT = 6,410 C (t/10.6 d) −0.2962 ,  a  passive   cooling  requirement  that  is  impossible  to  meet  anytime  in  the  near  future.    The  shell   € of  reinforced  concrete  is  too  non-­‐conductive  and  too  thick  to  have  a  physical   solution  where  it  can  remain  intact  once  active  cooling  of  the  fuel  rods  stops.   € Frank  H.  Shu                                                                                                                                                                                        7:45  pm  17  March  2011  

  Thus,  left  unattended,  the  reinforced  concrete  containment  structures  will  collapse   on  a  time  scale  of  order  a  week  from  March  16.    Active  cooling,  preferably  supplied   automatically  rather  than  by  human  operators,  should  be  able  to  maintain  the   integrity  of  the  containment  structure.    News  analysis  by  the  New  York  Times  seems   to  suggest  that  the  plant  owners  wish  to  clean  up  and  reuse  the  site.    Thus,  they   would  prefer  not  to  seal  a  damaged  reactor  with  a  concrete  sarcophagus,  as  was   done  at  Chernobyl.    An  attempt  is  being  made  to  bring  in  a  new  power  line  to  supply   grid  electricity  to  drive  pumps  that  can  do  a  better  job  of  active  cooling.    The  next   few  days  will  be  crucial  for  the  success  or  failure  of  this  strategy.     Updates     5:31  pm  March  17,  2011:    The  Japanese  government  has  enlarged  the  circle  of   evacuation  to  a  radius  of  30  km  (largest  circle  in  top-­‐left  of  map  in  Fig.  1).     5:45  pm  March  17,  2011:  Engineers  have  laid  a  power  line  that  can  connect  Reactor   2  to  the  electric  grid  after  they  complete  spraying  water  into  Reactor  3  to  help  cool   the  spent-­‐fuel  storage  pool.    The  backup  generator  at  Reactor  6  is  working  and   supplying  power  to  Reactor  5  and  6  for  their  spent-­‐fuel  storage  pools.    They  are   preparing  to  add  water  to  these  pools.       7:55  pm  March  17,  2011:    TEPCO  hopes  to  reactivate  the  cooling  system  to  Reactor   2  by  Friday  evening  (Japan  time).    Helicopter  flights  earlier  in  the  day  refute  the   public  claims  of  Nuclear  Regulatory  Commission  Chairman  Gregory  Jaczko  that  a   spent-­‐fuel  storage  pool  in  the  Fukushima  complex  had  run  dry.  

Frank  H.  Shu                                                                                                                                                                                        7:45  pm  17  March  2011