Sensitivitätsanalysen zu Unfallablauf und Quellterm zu den Ereignissen in Fukushima, Blöcke 2 und 3 im Rahmen des OECD/NEA Projektes ARC-F

Abstract

Zur wissenschaftlichen Unterstützung japanischer Organisationen beim langfristigen Rückbau der durch die Reaktorunfälle im März 2011 zerstörten Blöcke in Fukushima Daiichi wurde im Januar 2019 das OECD/NEA-Projekt ARC-F Analysis of Information from Reactor Buildings and Containment Vessels of Fukushima Daiichi NPS initiiert. Die deutsche Beteiligung am OECD/NEA-Projekt ARC-F erfolgte über das Vorhaben des BMWK RS1573. Die Arbeiten der GRS als deutsche Sachverständigenorganisation (TSO) in ARC-F (Januar 2019 – Dezember 2021) wurden in einem separaten Forschungsprojekt des BMWK durchgeführt, parallel zu Forschungsvorhaben RS1574 und RS1561 der Codeentwicklung von ATHLET-CD und COCOSYS. Die wesentliche Zielsetzung des OECD/NEA-Projektes ARC-F war es, die Analysen zu den Unfallabläufen in den baugleichen Blöcken 2 und 3 am Standort Fukushima Daiichi mit AC² fortzusetzen und die Arbeiten zur Quantifizierung der Unsicherheiten und der punktuellen Verbesserung der entwickelten GRS-Methode zur Rückrechnung der Freisetzung von Spaltprodukten aus der Anlage (dem Quellterm) basierend auf radiologischen Messdaten weiterzuführen. Darüber hinaus war eine aktive Beteiligung an der Program Review Group (PRG) des OECD/NEA-Projektes ARC-F mit Beiträgen und Ergebnissen der laufenden Untersuchungen geplant. Für die Analysen mit AC² wurden die neuen Modelle u. a. zum Spaltproduktverhalten im Reaktorkreislauf, zum RDB-Versagen und dem Schmelzeaustrag ins Containment eingesetzt und erprobt. Damit wurde auch ein Fortsetzen der Rechnungen über das Versagen des RDB hinaus möglich. Des Weiteren wurde mit den Analysen zur Freisetzung verschiedener Spaltprodukte wie Caesium und Iod aus dem Reaktor in das Containment sowie zur Rückhaltung von Spaltprodukten im Wasser in der Kondensationskammer, zur Ablagerung auf wesentlichen Strukturen und Komponenten im Reaktor, im Containment und im umgebenden Reaktorgebäude und letztlich zum Quellterm in die Umgebung begonnen. Dies war nach dem OECD/NEA-Projekt BSAF Phase II möglich, da umfassende Codeverbesserungen in der Rechenkette AC2, insbesondere bzgl. des Spaltprodukttransports, welche in BSAF Phase II identifiziert wurden, vorgenommen wurden. Des Weiteren wurde die im OECD/NEA-Projekt BSAF entwickelte GRS-Methode zur Rückrechnung des Quellterms basierend auf radiologischen Messdaten /SON 18/ auf Unsicherheiten analysiert, Fehlerbandbreiten wurden in den berechneten Quelltermen ausgewiesen und die Methode wurde generell verbessert. Von der Teilnahme am OECD/NEA-Projekt ARC-F profitierten auch die Vorhaben zur Weiterentwicklung und Validierung der genannten Rechenprogramme. Es wurden die neuen Erkenntnisse aus den Analysen zu den Unfallabläufen in Fukushima und zur Ermittlung des Quellterms und dessen Absicherung durch Ausbreitungsrechnungen von Spaltprodukten auf dem Anlagengelände berücksichtigt. Die Verfahren zur Evaluierung des Quellterms mittels Ausbreitungsrechnungen und dem Vergleich mit Messdaten sind darüber hinaus grundsätzlich auch zur Analyse anderer radiologischer sowie zur Quelltermabschätzung in Notfällen geeignet. Datei-Upload durch TIB In order to provide scientific support to Japanese organizations for the long-term dismantling of the units destroyed by the reactor accidents in March 2011 in Fukushima Daiichi, the OECD/NEA project ARC-F Analysis of Information from Reactor Buildings and Containment Vessels of Fukushima Daiichi NPS was initiated in January 2019. The German participation in the OECD/NEA ARC-F project took place via the BMWK project RS1573. The work of GRS as the German expert organization (TSO) in ARC-F (January 2019 – December 2021) was carried out in a separate research project of the BMWK, in parallel to research projects RS1574 and RS1561 for the code development of ATHLET-CD and COCOSYS. The main objective of the OECD/NEA ARC-F project was to continue the analyses on the accident sequences in the identical units 2 and 3 at the Fukushima Daiichi site with AC² and to continue the work on the quantification of uncertainties and the selective improvement of the developed GRS method for the back-calculation of the release of fission products from the plant (the source term) based on radiological measurement data. Furthermore, an active participation in the Program Review Group (PRG) of the OECD/NEA project ARC-F with contributions and results of the ongoing investigations was planned. For the analyses with AC², the new models were used and tested, among other things, for the fission product behavior in the reactor circuit, the RPV failure and the melt discharge into the containment. This also made it possible to continue the calculations beyond the RPV failure. Furthermore, analyses were started on the release of various fission products such as cesium and iodine from the reactor into the containment, as well as the retention of fission products in the water in the condensation chamber, the deposition on essential structures and components in the reactor, the containment and the surrounding reactor building, and finally the source term into the environment. This was possible after the OECD/project BSAF Phase II, because extensive code improvements were made in the computational chain AC2, especially concerning the fission product transport, which were identified in BSAF Phase II. Furthermore, the GRS method developed in the OECD/NEA project BSAF for the backcalculation of the source term based on radiological measurement data /SON 18/ was analyzed for uncertainties, error bands in the calculated source terms were identified and the method was generally improved. The participation in the OECD/NEA project ARC-F also benefited the projects for the further development and validation of the above-mentioned computational programs. The new findings from the analyses of the accident sequences in Fukushima and the determination of the source term and its validation by dispersion calculations of fission products on the plant site were taken into account. The procedures for evaluating the source term by means of dispersion calculations and comparison with measured data are also suitable in principle for analyzing other radiological events and for estimating the source term in emergencies.