BÀI HỌC KINH NGHIỆM KHI XEM XÉT ĐÁNH GIÁ AN TOÀN TẤT ĐỊNH VÀ ĐÁNH GIÁ AN TOÀN XÁC SUẤT CỦA NMĐHN FUKUSHIMA DAIICHI Đỗ Thành Trung Trung tâm HTKT an tồn xạ hạt nhân Ứng phó cố, Cục An toàn xạ hạt nhân Email: dttrung@varans.vn GIỚI THIỆU Bảo đảm an toàn nhà máy điện hạt nhân (NMĐHN) cần thiết quan trọng phát triển điện hạt nhân Việc thực phân tích dự báo an tồn NMĐHN giới nhằm mục đích ngăn chặn khả xảy cố với hậu nghiêm trọng Trong Báo cáo phân tích an tồn (SAR) NMĐHN, phân tích tính tốn đáp ứng xảy cố mức độ khác sử dụng đồng thời bổ trợ cho theo hai phương pháp Đánh giá an toàn tất định (DSA) Đánh giá an toàn xác suất (PSA), nhằm khẳng định xảy cố NMĐHN bảo đảm an tồn, khơng gây rủi ro tới công chúng môi trường vượt mức cho phép DSA công cụ hữu dụng việc đánh giá tuân thủ thiết kế vận hành NMĐHN với giới hạn tiêu chí chấp nhận Trong PSA cách tiếp cận có hệ thống, ngày trọng sử dụng rộng rãi giới có khả định lượng mức độ rủi ro tổng thể toàn nhà máy cho phép đánh giá quán hai yếu tố tần suất hậu kịch cố PSA có vai trò hỗ trợ đưa thiết kế phù hợp, mối liên kết tương tác hệ thống an toàn, hệ thống hỗ trợ hệ thống thay NMĐHN Đồng thời PSA điểm yếu NMĐHN sai hỏng nguyên nhân cần ý PSA không xem thay cho việc đánh giá kỹ thuật DSA Thay vào PSA xem cung cấp thông tin mức độ rủi ro phát sinh từ NMĐHN Việc sử dụng thông tin để hỗ trợ cho việc phân tích DSA Báo cáo xem xét việc Đánh giá an toàn tất định Đánh giá an toàn xác suất NMĐHN Fukushima Daiichi hiểu rõ biện pháp chống lại nguy hại từ tự nhiên khắc nghiệt gây toàn nguồn điện xoay chiều AC (SBO1) Việc điện chiều DC Tổ máy số NMĐHN Fukushima Daiichi đóng vai trò tiến triển cố cản trở việc chẩn đốn xác điều kiện NMĐHN, bao gồm tình trạng hoạt động hệ thống an toàn Sự cố NMĐHN Fukushima Daiichi vượt sở thiết kế vài khía cạnh Sự cố nghiêm trọng ảnh hưởng tới nhiều tổ máy, thời gian cố nhân viên vận hành rời vị trí với thị hỗ trợ hiểu họ xảy ra, khiến họ khơng thể kiểm sốt tình hình Tác động qua lại tổ máy (nổ hydro phân bổ nguồn lực hạn chế) góp phần vào mức độ nghiêm trọng cố Mức độ tàn phá việc địa điểm bị cô lập, thiếu thông tin sẵn có cho nhân viên vận hành ảnh hưởng tới nhiều tổ máy dẫn tới tính xem xét quản lý cố Hình Mức độ hư hỏng tổ máy 1-4 NMĐHN Fukushima Daiichi Một đặc điểm cố NMĐHN Fukushima Daiichi sai hỏng chế độ gây trận động đất ngập lụt sau sóng thần Mức độ sai hỏng chế độ vượt mức xem xét đánh giá cố thiết kế (BDBA), tác động tới hệ thống điện AC DC làm cho hầu hết phương tiện kiểm soát nhân viên vận hành nhiều tổ máy không hoạt động Một khó khăn gặp phải liên quan tới việc khơng xem xét tới BDBA Khó khăn trực tiếp việc quản lý cố hệ thống, phận bị hỏng làm cho trạng thái làm mát vùng hoạt khơng trì thiếu thông SBO thường coi điện xoay chiều (AC) bình thường khẩn cấp, không gồm nguồn cấp điện DC nguồn điện AC khác tin tham số an toàn quan trọng khơng cho phép Trung tâm ứng phó khẩn cấp (ERC) Phòng điều khiển (MCR) hiểu rõ tình trạng làm mát vùng hoạt để theo dõi tình trạng hệ thống an tồn dễ dàng cho việc định phù hợp Các khó khăn giảm nhẹ cách xem xét khả tải nhiệt phân rã điều kiện ngồi sở thiết kế Một khó khăn khác nhân viên nhà máy không sẵn sàng chuẩn bị quản lý việc tất nguồn điện thiết bị đo sau ngập lụt Vì khơng có thiết bị đo thích hợp, khơng có đủ phương tiện quản lý cố nghiêm trọng (SAM), phải làm việc môi trường khắc nghiệt, nhân viên nhà máy phải nỗ lực để thực hành động giảm thiểu kịp thời XEM XÉT VIỆC ĐÁNH GIÁ AN TOÀN TẤT ĐỊNH 2.1 Yêu cầu IAEA Đánh giá an toàn tất định Tiêu chuẩn an toàn IAEA [2], [3] khuyến cáo rằng: “Phải thực việc phân tích DSA BDBA để điều tra kịch xảy dẫn tới cải tiến quản lý cố” Vì vậy, cần phải xác định xem chức an tồn thực điều kiện BDBA chứng minh khả thiết kế để giảm thiểu cố Cả Hồ sơ xin cấp phép xây dựng (Establishment Permit) Đánh giá an toàn định kỳ (PSR) cho tổ máy NMĐHN Fukushima Daiichi chưa có phân tích DSA cho BDBA bao gồm cố nghiêm trọng, trái với quy định [2], [3] Lý phân tích khơng có yêu cầu pháp quy Nhật Bản, ghi nhận Báo cáo dịch vụ đánh giá pháp quy tích hợp (IRRS) IAEA tiến hành vào tháng 6/2007, kết luận rằng: "Khơng có quy định pháp lý việc phải xem xét BDBA, NMĐHN Nhật Bản xem xét để đủ an toàn bảo đảm biện pháp phòng ngừa" [4] Một số lý SBO khơng phân tích chi tiết việc giảm nhẹ giả định khả phục hồi lưới điện cao khoảng thời gian ngắn việc có tính thiết kế để giảm thiểu cố SBO tổ máy việc kết nối điện tổ máy [6] Do đó, không xem xét tới việc nguồn điện AC lâu dài nhiều tổ máy [7], cần hiểu việc đánh giá kiện tác động tới nhiều tổ máy không phổ biến sở hạt nhân trước xảy cố Fukushima Daiichi Ngồi ra, lò phản ứng trang bị hệ thống để có khả làm mát vùng hoạt thời gian lâu dài sau nguồn điện AC, chẳng hạn thiết bị ngưng tụ cách ly (Isolation Condenser), hệ thống làm mát cách ly vùng hoạt (Reactor Core Isolation Cooling) hệ thống bơm nước làm mát áp suất cao (HPCI) Hơn nữa, BDBA khác tương tự với cố tháng 3/2011 tồn mơi trường tản nhiệt cuối cùng, nguồn điện DC nước làm mát bể chứa nhiên liệu qua sử dụng (SFP) không đánh giá nội dung DSA Hồ sơ xin cấp phép xây dựng Đánh giá an toàn định kỳ, hồ sơ bao gồm phân tích cố thiết kế (DBA) Hình Sơ đồ vị trí EDG thiết bị đóng cắt điện khẩn cấp Tổ máy số Tại NMĐHN Fukushima Daiichi, TEPCO sử dụng thiết kế khác cho tổ máy Tại Tổ máy số 1, máy phát điện diesel khẩn cấp (EDG) thiết bị đóng cắt điện khẩn cấp đặt tòa nhà tuốc-bin, Tổ máy số thiết bị lại đặt tòa nhà lò (như hình trên) Các EDG phòng ắc-quy đặt tầng hầm tòa nhà tuốc-bin thiết bị đóng cắt điện khẩn cấp đặt tầng tòa nhà tuốc-bin nên dễ bị ngập lụt chứng minh kiện liên quan tới ngập lụt Tổ máy số năm 1991 [8] Nước biển bị rò rỉ từ đường ống bị ăn mòn bên tòa nhà tuốc-bin làm ngập phòng EDG qua cửa vào phần cáp xuyên qua Tổn thất EDG, phòng ắcquy phòng chứa thiết bị đóng cắt điện khẩn cấp cho ngập lụt từ nguy hại bên bên ngồi cần phải thực ghi chép đầy đủ việc đánh giá ngập lụt phân tích an toàn NMĐHN Theo yêu cầu Tiêu chuẩn an toàn IAEA [2], đánh giá rõ thiếu sót cần thiết phải cải thiện an tồn, bảo vệ phòng chứa EDG, ắc-quy thiết bị đóng cắt khỏi nguy hại ngập lụt TEPCO thực số phân tích DSA hạn chế cho BDBA vào đầu năm 1990 chuỗi cố chi phối kết PSA (nhưng có lẽ phân tích phục vụ cho việc xây dựng kế hoạch ứng phó cố, không cập nhật vào hồ sơ Đánh giá an toàn định kỳ năm sau này) Tuy nhiên cho nghiên cứu PSA cho kiện bên cho tổ máy đơn, phân tích DSA khơng cung cấp đủ yếu tố cho việc chuẩn bị quản lý cố để ứng phó với cố tháng 3/2011 Như vậy, NMĐHN xây dựng khu vực dễ bị sóng thần có mức độ lớn mức độ xem xét sở thiết kế, phân tích DSA cho BDBA khơng tính tới ngập lụt địa điểm điện AC kéo dài Vào khoảng thời gian đó, hướng dẫn quản lý cố lập để hỗ trợ việc quản lý cố cho số loại lò nước sơi (BWR) Do đó, NMĐHN Fukushima Daiichi quy trình quản lý cố nghiêm trọng có số hướng dẫn chung Các hướng dẫn không đủ để ứng phó với kiện tác động tới nhiều tổ máy tương tự cố tháng 3/2011 Sự kiện vượt đáng kể mà giả định tham khảo đặc biệt cho nguồn lực thêm cần thiết để ứng phó với kiện khả tác động cố nghiêm trọng tổ máy lân cận [7] Mức độ DSA cho BDBA NMĐHN Fukushima Daiichi khơng đầy đủ DSA tồn diện cho BDBA cho phép xác định điểm yếu NMĐHN nhấn mạnh tới việc cần thiết phải bảo vệ phòng chứa EDG, ắc-quy thiết bị đóng cắt điện khẩn cấp khỏi bị ngập lụt Nếu không đánh giá BDBA tại, xác định mức độ độ dự trữ an tồn hậu việc khơng đủ độ dự trữ thay đổi sở thiết kế chiến lược quản lý BDBA Các đánh giá sở thiết kế cần bao gồm BDBA (như nguy hại ngập lụt từ bên bên ngồi mà dẫn tới tất nguồn AC DC trường hợp khơng có bảo vệ đầy đủ) 2.2 Bảo đảm chức làm mát vùng hoạt điều kiện sở thiết kế Tiêu chuẩn an toàn SSR-2/1 IAEA [1] nói rằng: "Phải thực việc xem xét đầy đủ để kéo dài khả tải nhiệt từ vùng hoạt sau cố nghiêm trọng." Ngoài ra, Đoạn 4.81 Tiêu chuẩn an tồn NS-G-1.9 IAEA nói rằng: "Cần bảo vệ thiết bị cho làm mát vùng hoạt khẩn cấp đầy đủ khỏi hậu nguy hại bên bên ngồi động đất có khả gây ảnh hưởng tới chức an toàn thiết bị này" Việc làm mát vùng hoạt NMĐHN Fukushima Daiichi khơng trì Tổ máy số 1-3, phần lớn chúng không bảo vệ đầy đủ từ hậu mối nguy hại từ bên ngồi khơng có đủ biện pháp để bảo đảm làm mát vùng hoạt điều kiện sở thiết kế Một số khó khăn gặp phải việc trì phục hồi khả làm mát ví dụ Trường hợp thứ liên quan tới van IC Tổ máy số Theo thiết kế, phân khu mạch bảo vệ hệ thống lập boong-ke lò (Containment Isolation System) đóng tất van phân khu điện DC tới mạch bảo vệ việc lập boong-ke lò u cầu sở thiết kế Tuy nhiên, nhân viên vận hành không nhận thấy hệ thống bị cô lập, hệ thống sử dụng dễ dàng cho hoạt động làm mát vùng hoạt mà không cần can thiệp nhân viên vận hành Trong cố tháng 3/2011, tốt trì việc vận hành IC Việc thị trạng thái hoạt động hệ thống (do nguồn điện DC) việc nhân viên Trung tâm ứng phó khẩn cấp tin hệ thống tiếp tục hoạt động, họ trì hỗn việc cố gắng khôi phục lại khả làm mát vùng hoạt cách sử dụng IC kết vùng hoạt bị hư hỏng Trường hợp thứ liên quan tới van xả an toàn (SRV), van khơng hoạt động vị trí đóng điện DC, áp suất khơng khí cao khơng thể mở dễ dàng Tuy nhiên, việc mở sai SRV gây bất lợi cho việc vận hành hệ thống RCIC HPCI, kết nước làm mát vòng sơ cấp trước hệ thống bơm nước làm mát áp suất thấp (LPCI) hoạt động Nếu việc giảm áp bơm nước từ hệ thống áp suất thấp chiến lược quản lý cố, cần phải cung cấp quy trình quản lý cố, hướng dẫn thực để đạt việc điều kiện NMĐHN Do khơng có hướng dẫn này, góp phần làm việc giảm áp thùng lò (Reactor Pressure Vessel - RPV) Tổ máy số bị chậm Do việc thiết lập đủ dòng nước bơm áp suất thấp vào vùng hoạt bị chậm hậu trở nên trầm trọng thêm Trường hợp thứ liên quan tới hệ thống thơng gió boong-ke lò (Containment Ventilation System) Các van lập ống khói bị đóng khơng dễ dàng mở điện DC áp suất khơng khí bên cao Các van ống khói phải hoạt động kể điện thiếu nguồn khí nén để kích hoạt van ống khói boong-ke lò (Primary Containment Vessel - PCV), cần phát triển quy trình điện ắc-quy cung cấp để hỗ trợ việc vận hành cục van Kết việc thơng gió boong-ke lò chậm, việc giảm áp thùng lò chậm (vì áp suất thùng lò khơng thể thấp so với áp suất boong-ke lò điều kiện này), từ dẫn tới việc bơm nước làm mát vào thùng lò từ nguồn nước áp lực thấp bị chậm Việc thiếu nước làm mát dẫn tới phơi trần vùng hoạt, nóng chảy vùng hoạt, xạ cao, sinh hydro cuối hư hỏng boong-ke lò Như vậy, nhân viên vận hành khơng thể vận hành thành cơng hệ thống thơng gió boong-ke lò để giảm áp suất boong-ke lò dẫn tới cản trở hoạt động làm mát vùng hoạt Các biện pháp quản lý cố cần đặt nơi để giảm áp boong-ke lò sớm (cùng với việc thay đổi thiết kế đĩa vỡ2) cho phép nhân viên vận hành thực chiến lược sử dụng nguồn nước áp suất thấp để hạn chế ngăn chặn hư hỏng vùng hoạt Từ ví dụ kết luận biện pháp cao thực để bảo đảm khả làm mát vùng hoạt điều kiện sở thiết kế XEM XÉT VIỆC ĐÁNH GIÁ AN TOÀN XÁC SUẤT 3.1 Yêu cầu IAEA Đánh giá an toàn xác suất Phần so sánh phạm vi kết PSA cho NMĐHN Fukushima Daiichi với yêu cầu Tiêu chuẩn an toàn IAEA [2] quy định rằng: "Phải tính tới kiện bên ngồi mà phát sinh sở hoạt động đánh giá an toàn sở phải xác định có hay khơng cung cấp đầy đủ mức độ bảo vệ chống lại hậu kiện bên này." [1] nhắc lại yêu cầu rằng: mối nguy hại từ bên ngoài, đặc biệt đặc điểm cụ thể NMĐHN, đánh giá giảm thiểu Tiêu chuẩn an toàn SSG-3 SSG-4 PSA IAEA nêu bật cần thiết cho việc xác minh tính an toàn NMĐHN liên quan tới khả xảy kiện khởi phát bên trong, nguy hại bên bên ngoài, cụ thể xem xét cần đưa trường hợp nguy hại bên ngồi gây nguy hại khác (như ngập lụt động đất) Trên thực tế việc thực PSA NMĐHN Nhật Bản có phạm vi hạn chế, quy định hành lúc khơng đòi hỏi phải đánh giá chi tiết để chứng minh tính an tồn NMĐHN Hầu hết mối nguy hại bên bên khơng tính tới PSA, có hướng dẫn (năm 2006) Cơ quan pháp quy hạt nhân Nhật Bản (NISA) cho chủ sở hữu NMĐHN việc thực PSA động đất việc chưa hoàn tất NMĐHN Fukushima Daiichi Như phạm vi PSA NMĐHN Fukushima Daiichi xác định tần suất nóng chảy vùng hoạt (CDF) tần suất hư hỏng boong-ke lò (CFF) cho kiện bên Nếu đánh giá rủi ro nóng chảy vùng hoạt cách tồn diện xác định điểm yếu NMĐHN xảy ngập lụt khả cao xảy ngập lụt Phạm vi đầy đủ PSA mức đáng ra xác suất thành công thấp biện pháp giảm thiểu cố nghiêm trọng mà cho việc đào tạo hướng dẫn cung cấp SAM bị hạn chế lỗ hổng NMĐHN từ ảnh hưởng có nguyên nhân Một kiện quan trọng liên quan tới ngập lụt Tổ máy NMĐHN Fukushima Daiichi xảy vào năm 1991 [8], nước biển bị rò rỉ từ đường ống bên tòa nhà tuốc-bin, làm ngập phòng chứa EDG Cả phòng chứa EDG đường ống nước biển đặt tầng hầm tòa nhà tuốc-bin Đường ống bị ăn mòn bị rò rỉ nước với tốc độ 20 m3/h, nước xâm nhập vào phòng chứa hệ thống điện khẩn cấp (EPS) thông qua cửa vào đường cáp xuyên tường Như báo trước, tần suất ngập lụt phòng chứa EDG, ắc-quy thiết bị đóng cắt điện AC DC (tất nằm tầng thấp tòa nhà tuốc-bin) khơng thấp 10 -3/lò.năm khó khăn phải đối mặt việc giảm khả toàn tất nguồn điện AC DC cho gây nóng chảy vùng hoạt Như vậy, PSA cho ngập lụt bên đáng nêu bật rủi ro này, cho thấy cần thiết phải cải thiện an tồn việc bảo vệ phòng chứa EDG, ắc-quy thiết bị đóng cắt điện khỏi bị ngập lụt di chuyển chúng tới vị trí cao Trong phạm vi phân tích PSA NMĐHN Fukushima Daiichi khơng tính tới sóng thần, PSA cho kiện cho thấy đóng góp đáng kể tới rủi ro tổng thể Đánh giá kỹ thuật (năm 2001) sóng thần Jogan xảy vào năm 869 kết luận khoảng thời gian tái diễn trận sóng thần quy mơ lớn 800-1100 năm 1100 năm trôi qua kể từ sóng thần Jogan xảy ra, khả xảy sóng thần lớn vào đồng Sendai cao Các phát đánh giá kỹ thuật sóng thần tương tự Jogan nhấn chìm đồng ven biển vào đất liền khoảng 2,5-3 km TEPCO nhận thức tầm quan trọng việc đánh giá tồn sóng thần dọc bờ biển Nhật Bản ngồi khơi tỉnh Fukushima năm 2008 [7] Theo báo cáo Viện Điều hành điện hạt nhân (INPO), TEPCO đưa năm 2006 xác suất sóng thần cao m trải qua bờ biển Fukushima tới 1,0×10 -2 50 năm rút kết luận tương tự khả xảy sóng thần vượt sở thiết kế tương đối cao Đĩa vỡ thiết bị sử dụng để giảm áp suất, bảo vệ áp boong-ke lò, khơng có khả đóng lại sau vỡ Động đất kèm theo sóng thần Jogan xung quanh đồng Sendai phía bắc đảo Honshu có cường độ ước tính khoảng 8,4 - Richter tương tự trận động đất sóng thần Tohoku năm 2011 gây cố NMDHN Fukushima Daiichi Hình Các khu vực bị ngập lụt NMĐHN Fukushima Daiichi Với vị trí phòng chứa ắc-quy, phòng chứa thiết bị đóng cắt điện (một số) EDG vị trí thấp tòa nhà tuốc-bin, biết ngập lụt dẫn tới tất nguồn điện AC DC, gây nóng chảy vùng hoạt [6] Do đó, PSA sóng thần lẽ ra CDF lớn vượt giá trị báo cáo cho kiện bên vượt giá trị mục tiêu IAEA cho NMĐHN hoạt động 1,0×10 -4/lò.năm đáng lớn đáng kể so với kết CDF cho Tổ máy số 3,9×10-8/ năm Việc định lượng rủi ro từ nguy hại bên ngồi khơng bị ngăn cản bất định lớn liên quan tới nguy hại bên ngồi việc báo cáo bất định thực phân tích độ nhạy phần q trình phân tích PSA thơng thường TEPCO sử dụng bất định lớn này, kết hợp với việc khơng u cầu PSA thức cho sóng thần lý để khơng đánh giá giảm thiểu rủi ro [6] PSA mức toàn diện tính tới xác suất lỗi người cao so với xác suất lỗi người PSA mức hướng dẫn, đào tạo kiến thức nhân viên nhà máy SAM bị giảm Ngoài ra, hành động phạm vi PSA mức thường thực môi trường khắc nghiệt dẫn tới xác suất thành công thấp PSA mức toàn diện cho NMĐHN Fukushima Daiichi đáng ra khó khăn làm ngập lại vùng hoạt bị nóng chảy sử dụng thiết bị di động cần thiết thay đổi thiết kế cải tiến khả giảm áp thùng lò boong-ke lò Cần cải tiến hướng dẫn, thị trạng thái NMĐHN đào tạo nhân viên PSA mức phạm vi hạn chế NMĐHN Fukushima Daiichi có sử dụng hệ thống thơng gió boong-ke lò có độ tin cậy cao (hardened containment vent system) thông qua việc áp dụng cách tiếp cận lỗi để mơ hình sai hỏng thiết bị Xác suất lỗi người hành động thủ công cung cấp xác suất sai hỏng 1,9×10 -3 cho Tổ máy số NMĐHN Fukushima Daiichi Nếu thực việc đánh giá cẩn thận khó khăn SAM gợi ý cải tiến cần phải thực Tóm lại, thiết kế NMĐHN Fukushima Daiichi có số điểm yếu, phát thông qua việc thực PSA toàn diện Việc khắc phục điểm yếu ngăn chặn nóng chảy vùng hoạt Ví dụ việc thiếu bảo vệ phòng chứa EDG, ắc-quy phòng chứa thiết bị đóng cắt điện từ ngập lụt lẽ xác định thực PSA cho nguy hại bên trong, việc thiếu bảo vệ chống lại sóng thần vượt sở thiết kế khả thành công thấp biện pháp giảm thiểu cố nghiêm trọng hạn chế đào tạo, hướng dẫn kiến thức nhân viên nhà máy Do đó, tần suất nóng chảy vùng hoạt tính tốn cho lò phản ứng Fukushima bị đánh giá thấp yêu cầu PSA Nhật Bản Ủy ban An tồn hạt nhân Nhật Bản (NSC) cơng bố báo cáo với tiêu đề Quản lý cố nghiêm trọng sở lò phản ứng nước nhẹ (Accident Management for Severe Accidents at Light Water Power Reactor Installations) tháng 5/1992 Phiên sửa đổi báo cáo ban hành tháng 10/1997 hướng dẫn cách tiếp cận PSA cho kiện bên cho trạng thái vận hành NMĐHN Tuy nhiên, PSA cho nguy hại bên (như hỏa hoạn, ngập lụt) nguy hại bên ngồi (như động đất sóng thần) khơng u cầu bắt buộc rủi ro không đánh giá Trong báo cáo, NSC khuyến cáo NISA sở hạt nhân cần xem xét biện pháp quản lý cố định quan nói rằng: “Sự an tồn sở lò phản ứng Nhật Bản bảo đảm đầy đủ quy định hành rủi ro từ sở lò phản ứng xem xét đủ thấp Việc phát triển biện pháp quản lý cố quan trọng việc giảm rủi ro mà đủ thấp rồi” Một lý hồ sơ Đánh giá an toàn định kỳ, phạm vi PSA tổ máy Fukushima Daiichi trước xảy cố tháng 3/2011 bị hạn chế TEPCO khơng xem xét với kiện bên trong, nguy hại bên trong, nguy hại bên ngoài, cố SFP kiện ảnh hưởng tới nhiều tổ máy Sau trận động đất Niigata-Chuetsu-Oki gây hư hỏng NMĐHN Kashiwazaki-Kariwa năm 2007, tiêu chuẩn PSA cho kiện động đất thiết lập việc phân tích PSA cho địa chấn NMĐHN cụ thể thực TEPCO Kinh nghiệm vận hành từ thiệt hại trận động đất nghiêm trọng tới NMĐHN Kashiwazaki5 Kariwa dẫn tới việc thay đổi thiết kế cho tổ máy Fukushima Daiichi, với mặt bích (flange) lắp đặt sử dụng cho kết nối với thiết bị di động cần PSA cho động đất phải rõ ràng mối quan tâm an toàn, có nhiều đường ống tòa nhà tuốc-bin (bao gồm đường ống vận chuyển nước biển qua tầng hầm tòa nhà tuốcbin) khơng thuộc phân lớp an tồn cao Do đó, lẽ đánh giá PSA phải tính tới khả hỏng đường ống tác động nghiêm trọng từ động đất, sai hỏng gây ngập lụt phòng EDG phòng chứa thiết bị đóng cắt điện, dẫn tới hư hỏng cấp điện AC DC 3.2 Kết PSA NMĐHN Fukushima Daiichi Các Đánh giá an toàn định kỳ (được thực sau mười năm) cho tổ máy có kết PSA cho kiện bên chế độ cơng suất dừng lò (internal at power and shutdown events) Đối với Tổ máy số 1, Đánh giá an toàn định kỳ lần (thực năm 2010) báo cáo CDF 3,9×10 -8 /năm tần suất hư hỏng boong-ke lò (CFF) 1,3×10-8 /năm CDF cho SBO 2,5×10-9 /năm (đối với kiện bên chế độ công suất – at power internal events), đóng góp 6% tổng rủi ro phần nhỏ tồn rủi ro tính tốn CFF cho SBO 1,5×10 /năm, đóng góp khoảng 12% tổng rủi ro Nếu so sánh với lò BWR có thiết kế tương tự giới, CDF Tổ máy số thấp bậc độ lớn ví dụ CDF cho kiện bên chế độ công suất dừng lò Tổ máy số NMĐHN Olkiluoto (cùng công nghệ BWR, công suất 880 MWe, vận hành thương mại vào năm 1979) khoảng 8,6×10-6 /năm Các kết xác suất thấp cho thấy hạn chế mơ hình PSA giả thiết sử dụng cho kiện bên Ngồi ra, tính tới nguy hại bên hỏa hoạn ngập lụt, nguy hại bên ngồi động đất sóng thần, tần suất nóng chảy vùng hoạt từ điện AC kéo dài lẽ lớn hơn, vài bậc độ lớn Giá trị CDF, CFF kiện bên chế độ công suất đóng góp SBO tổ máy khác trình bày thấp đây: - Tổ máy số (từ Đánh giá an toàn định kỳ lần năm 2001): CDF cho kiện bên chế độ cơng suất 9,9×10-8 /năm (SBO đóng góp 44%, với tần suất 4,3×10 -8 /năm); CFF cho kiện bên chế độ cơng suất 1,1×10-8 /năm (SBO đóng góp 38%, với tần suất 4,2×10-9 /năm) - Tổ máy số (từ Đánh giá an toàn định kỳ lần năm 2006): CDF cho kiện bên chế độ cơng suất 1,3×10-7 /năm (SBO đóng góp 16%, với tần suất 2,1×10 -8 /năm); CFF cho kiện bên chế độ công suất 1,1×10-8 /năm (SBO đóng góp 11%, với tần suất 1,2×10-9 /năm) ; - Tổ máy số (từ Đánh giá an toàn định kỳ lần năm 2008): CDF cho kiện bên chế độ công suất 1,6×10-7 /năm (SBO đóng góp 25%, với tần suất 4,0×10 -8 /năm); CFF cho kiện bên chế độ cơng suất 3,2×10-8 /năm (SBO đóng góp 20%, với tần suất 6,4×10-9 /năm) Lý rủi ro SBO báo cáo thấp khơng phải đóng góp tổng rủi ro ước tính khả khơi phục nguồn cấp điện AC bên ngồi cao (ước tính khoảng 95% khả phục hồi vòng 30 phút đầu tiên) khả cấp điện việc kết nối ngang từ tổ máy lân cận Do đó, khơng xem xét cố ảnh hưởng tới nhiều tổ máy điện lưới kéo dài từ nguy hại bên ngồi Sự kiện bên ngồi cực đoan dẫn tới sai hỏng nguyên nhân, chẳng hạn SBO môi trường tản nhiệt cuối (LUHS) biện pháp thích hợp khơng thực Đặc biệt, ngập lụt gây sai hỏng chế độ lớn tất phận mà phận khơng có khả chịu nước tính dự phòng, tính đa dạng, phân loại chúng theo nguyên lý bảo vệ theo chiều sâu Như vậy, xét tới nguy hại từ bên ngồi, SBO lẽ nêu bật có đóng góp đáng kể rủi ro tổng thể Hiệu biện pháp quản lý cố theo phân tích PSA phạm vi hạn chế yếu tố góp phần vào tin tưởng mức độ an toàn cao NMĐHN Fukushima Daiichi Sự tin tưởng xuất phát từ phạm vi hạn chế PSA khơng tính tới tác động quan trọng từ nguy hại bên bên ngồi Thơng gió boong-ke lò sơ cấp (PCV) xem xét PSA mức mức cho tổ máy NMĐHN Fukushima Daiichi Đối với chuỗi cố mà việc tải nhiệt từ PCV thất bại, có khả áp suất boong-ke lò vượt giá trị thiết kế trước nóng chảy vùng hoạt xảy Trong trường hợp cần có quy trình cho việc sử dụng hệ thống thơng gió độ tin cậy cao (hardened venting system) để giảm áp suất boong-ke lò Thơng gió boong-ke lò (PCV) PSA mức giả định xảy áp suất gấp hai lần áp suất thiết kế 8,53 kPa (gauge) cho Tổ máy số 7,69 kPa (gauge) cho Tổ máy số 2-4 Đã khơng có quy trình để thực việc thơng gió tất nguồn điện, khí nén, ánh sáng , tín hiệu thị bị cần thực hành động môi trường làm việc khắc nghiệt Các yếu tố ảnh hưởng tới khả làm việc không xem xét đầy đủ xác định xác suất lỗi người thấp 1,9×10-3 cho việc thơng gió boong-ke lò PCV Việc sử dụng thiết bị di động cho việc bơm nước xe cứu hỏa không xem xét PSA KẾT LUẬN VÀ BÀI HỌC SAU SỰ CỐ TẠI NMĐHN FUKUSHIMA DAIICHI Báo cáo xem xét DSA PSA NMĐHN Fukushima Daiichi Qua nghiên cứu thấy số thiếu sót nghiêm trọng NMĐHN Fukushima Daiichi mà xem xét điều tra cẩn thận cố không trở nên nghiêm trọng Theo số khía cạnh, cố NMĐHN Fukushima Daiichi vượt sở thiết kế tổ máy Sự cố nghiêm trọng liên quan tới nhiều tổ máy thời gian xảy cố nhân viên vận hành có thơng tin xảy ra, khiến nhân viên vận hành khơng thể kiểm sốt tình hình Cả Hồ sơ xin cấp phép xây dựng Đánh giá an toàn định kỳ tổ máy khơng có phân tích DSA cho BDBA, điều không phù hợp với Tiêu chuẩn an tồn IAEA Vì q trình xây dựng VBQPPL phục vụ chương trình ĐHN, lò phản ứng hạt nhân nghiên cứu mới, cần phải tham khảo Tiêu chuẩn an toàn IAEA nghiên cứu đầy đủ học từ cố NMĐHN Fukushima Daiichi Một lý BDBA liên quan tới SBO khơng phân tích chi tiết có thêm biện pháp giảm thiểu giả thiết khả phục hồi lưới điện thành công cao khoảng thời gian ngắn tin có sẵn tính thiết kế để giảm thiểu SBO kết nối điện chéo tổ máy Do đánh giá an tồn tổ máy không xem xét nguồn điện AC kéo dài Cũng không thực DSA với BDBA khác tương tự với cố tháng 3/2011 toàn LUHS, nguồn điện DC nước làm mát SFP Trong hồ sơ NMĐHN Fukushima Daiichi có đánh giá DBA Vì cần phải thực phân tích DSA PSA phạm vi toàn diện cho cố sở thiết kế, có tính tới kiện bên bên (như ngập lụt hỏa hoạn bên trong) nguy hại từ bên (như động đất ngập lụt sóng thần) Cần phải kết hợp sử dụng DSA PSA để đánh giá yếu tố hiệu ứng thăng giáng đột ngột, đánh giá thực tế khả vận hành thiết bị lực nhân viên nhà máy TEPCO bắt đầu chuẩn bị Đánh giá rủi ro xác suất (PRA) năm đầu thập niên 1990, số phân tích DSA hạn chế BDBA thực cho chuỗi cố có đóng góp tới kết PSA Tuy nhiên, tính tới kiện bên cho riêng tổ máy, phân tích DSA không trợ giúp việc quản lý cố kiện tác động đồng thời tới nhiều tổ máy Phân tích BDBA khơng bao gồm ngập lụt điện AC lâu dài DSA cho BDBA khơng đầy đủ Nếu thực phân tích tồn diện BDBA cho phép phát lỗ hổng cần thiết phải bảo vệ phòng chứa EDG, phòng chứa ắc-quy phòng chứa thiết bị đóng cắt điện từ ngập lụt Việc thực PSA phạm vi hạn chế thực tế chung NMĐHN Nhật Bản quy định hành khơng đòi hỏi phải đánh giá chi tiết để chứng minh an toàn NMĐHN Hầu hết mối nguy hại bên (như hỏa hoạn ngập lụt) mối nguy hại từ bên (cả từ tự nhiên người) không tính tới phân tích PSA, vào năm 2006 NISA yêu cầu chủ sở hữu NMĐHN thực phân tích PSA cho động đất Việc phân tích PSA cho NMĐHN Fukushima Daiichi chưa tồn diện, xác định CDF CFF kiện bên (internal event) Nếu thực việc đánh giá tồn diện cho thấy NMĐHN dễ bị ngập lụt khả bị ngập lụt cao Nếu thực PSA mức phạm vi đầy đủ xác suất thành công biện pháp can thiệp để ứng phó cố nghiêm trọng thấp việc đào tạo hướng dẫn quản lý cố bị hạn chế việc NMĐHN dễ bị tổn hại kiện có nguyên nhân CDF tính cho tổ máy NMĐHN Daiichi Fukushima so với mức trung bình giới cho lò BWR có thiết kế tương tự giá trị tính tốn TEPCO thấp hai bậc độ lớn so với NMĐHN khác, NMĐHN thuộc hệ thứ II xây dựng từ lâu Lẽ phải điều tra khác biệt để xác định yếu mơ hình PSA, quy trình huấn luyện sử dụng Tuy nhiên, việc điều tra không thực Do vậy, trình thẩm định cần phải xem xét thận trọng có thái độ nghi ngờ với giá trị số thấp từ kết phân tích, đặc biệt với PSA cần sử dụng thận trọng kết PSA thu đưa định an toàn tổng thể nhà máy TÀI LIỆU THAM KHẢO [1] [2] [3] [4] [5] [6] [7] [8] Safety of NPPs: Design, SS-R-2/1, IAEA, 2016 Safety Assessment For Facilities And Activities, GSR Part 4, IAEA, 2009 Format and Content of the Safety Analysis Report for NPPs, GS-G-4.1, IAEA, 2004 Integrated Regulatory Review Service (IRRS) to Japan, IAEA-NSNI-IRRS-2007/01, IAEA, 2007 Technical Volume Safety Assessment - The Fukushima Daiichi Accident, IAEA, 2015 Fukushima Nuclear Accident Analysis Report, TEPCO, 2012 Fukushima Nuclear Accident Summary and Nuclear Safety Reform Plan, TEPCO, 2013 KONDO, N., “Important lessons learned from the severe accident at Fukushima Daiichi”, paper presented at Conf on Probabilistic Safety Assessment and Management, Honolulu, 2014 ... phải nỗ lực để thực hành động giảm thiểu kịp thời XEM XÉT VIỆC ĐÁNH GIÁ AN TOÀN TẤT ĐỊNH 2.1 Yêu cầu IAEA Đánh giá an toàn tất định Tiêu chuẩn an toàn IAEA [2], [3] khuyến cáo rằng: “Phải thực việc... không xem xét PSA KẾT LUẬN VÀ BÀI HỌC SAU SỰ CỐ TẠI NMĐHN FUKUSHIMA DAIICHI Báo cáo xem xét DSA PSA NMĐHN Fukushima Daiichi Qua nghiên cứu thấy số thiếu sót nghiêm trọng NMĐHN Fukushima Daiichi. .. việc chưa hoàn tất NMĐHN Fukushima Daiichi Như phạm vi PSA NMĐHN Fukushima Daiichi xác định tần suất nóng chảy vùng hoạt (CDF) tần suất hư hỏng boong-ke lò (CFF) cho kiện bên Nếu đánh giá rủi ro