Pobieranie prezentacji. Proszę czekać

Pobieranie prezentacji. Proszę czekać

Bezpieczeństwo energetyki jądrowej Kurs podstaw energetyki jądrowej dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych mgr inż. Władysław.

Podobne prezentacje


Prezentacja na temat: "Bezpieczeństwo energetyki jądrowej Kurs podstaw energetyki jądrowej dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych mgr inż. Władysław."— Zapis prezentacji:

1 Bezpieczeństwo energetyki jądrowej Kurs podstaw energetyki jądrowej dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych mgr inż. Władysław Kiełbasa

2 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli Źródło potencjalnego zagrożenia – substancje promieniotwórcze w rdzeniu i chłodziwie reaktora Typowe wielkości aktywności radionuklidów w PWR 1000 MWe: Rdzeń: 3,7·10 20 Bq (10 10 Ci), >200 nuklidów produkty rozszczepienia (głównie) + transuranowceRdzeń: 3,7·10 20 Bq (10 10 Ci), >200 nuklidów produkty rozszczepienia (głównie) + transuranowce –w szczelinie pod koszulką el. paliwowego: ~1% całości Kr, Xe, J, Br, Cs, Rb, Sr, Ba, Te, Se Woda obiegu pierwotnego: 1,1·10 15 Bq (~ 3·10 4 Ci) gazowe i lotne produkty rozszczepienia (Kr, Xe, J) + produkty aktywacji: wody, produktów korozji i chemikaliów (w tym tryt – z H 3 BO 3 ) 3·10 -4 %Woda obiegu pierwotnego: 1,1·10 15 Bq (~ 3·10 4 Ci) gazowe i lotne produkty rozszczepienia (Kr, Xe, J) + produkty aktywacji: wody, produktów korozji i chemikaliów (w tym tryt – z H 3 BO 3 ) 3·10 -4 % Uwolnienie do atmosfery już 3,7·10 13 Bq (10 3 Ci) – przy niekorzystnych warunkach atmosferycznych – może spowodować otrzymanie w odległości 1 km od EJ max dawek dopuszczalnych Uwolnienie do atmosfery już 3,7·10 13 Bq (10 3 Ci) – przy niekorzystnych warunkach atmosferycznych – może spowodować otrzymanie w odległości 1 km od EJ max dawek dopuszczalnych

3 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli Podstawowe zasady i środki zapewnienia bezpieczeństwa energetyki jądrowej Strategia obrony w głąb Strategia obrony w głąb Kilka kolejnych poziomów obrony (bezpieczeństwa) jeśli zawiedzie jeden mamy następny Kilka kolejnych poziomów obrony (bezpieczeństwa) jeśli zawiedzie jeden mamy następny W szczególności układ kolejnych barier ochronnych W szczególności układ kolejnych barier ochronnych Rygorystyczne wymagania dla projektu i wyposażenia EJ Rygorystyczne wymagania dla projektu i wyposażenia EJ Stabilność i samoregulacja reaktora Stabilność i samoregulacja reaktora Reguły projektowania dla zapewnienia niezawodności elementów składowych EJ ważnych dla bezpieczeństwa Reguły projektowania dla zapewnienia niezawodności elementów składowych EJ ważnych dla bezpieczeństwa Zapewnienie jakości na wszystkich etapach: projektowania, produkcji urządzeń, budowy, rozruchu, eksploatacji i likwidacji Zapewnienie jakości na wszystkich etapach: projektowania, produkcji urządzeń, budowy, rozruchu, eksploatacji i likwidacji Rygorystyczny system nadzoru państwowego Rygorystyczny system nadzoru państwowego Kryteria i wymagania bezpieczeństwa przepisy normatywne - obligatoryjne (ustawy, rozporządzenia RM), wytyczne dozorowe, (specjalne) normy techniczne Kryteria i wymagania bezpieczeństwa przepisy normatywne - obligatoryjne (ustawy, rozporządzenia RM), wytyczne dozorowe, (specjalne) normy techniczne Nadzór dozorowy (Dozór Jądrowy – PAA, UDT) zezwolenia; certyfikacja przedsiębiorstw, procesów i osób; odbiory i inspekcje Nadzór dozorowy (Dozór Jądrowy – PAA, UDT) zezwolenia; certyfikacja przedsiębiorstw, procesów i osób; odbiory i inspekcje

4 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli Strategia obrony w głąb – nie polegamy na żadnym pojedynczym zabezpieczeniu (kilka linii obrony) Podobnie jak w średniowiecznym zamku… 5 linia - mur 4 linia - fosa 3 linia - pułapki 2 linia - fosa 1 linia - rów

5 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli Strategia obrony w głąb Poziom I: jakość zapobieganie odchyleniom od normalnej eksploatacji i uszkodzeniom EJPoziom I: jakość zapobieganie odchyleniom od normalnej eksploatacji i uszkodzeniom EJ –Projekt duże zapasy bezpieczeństwa, zwielokrotnienie, różnorodność i niezależność układów ważnych dla bezpieczeństwa, zapewnienie jakości (projektowania, budowy i eksploatacji) + kultura bezpieczeństwa (bezpieczeństwo nadrzędne) Poziom II: nadzór wykrywanie i opanowywanie odchyleń od normalnej eksploatacji aby zapobiec awariomPoziom II: nadzór wykrywanie i opanowywanie odchyleń od normalnej eksploatacji aby zapobiec awariom –Wykrywanie i opanowywanie skutków uszkodzeń przez normalne systemy EJ, jak układ redukcji mocy i normalnego wyłączenia reaktora; właściwe procedury eksploatacyjne Poziom III: układy bezpieczeństwa opanowywanie awarii projektowychPoziom III: układy bezpieczeństwa opanowywanie awarii projektowych –Wykorzystanie inherentnych cech bezpieczeństwa i układów bezpieczeństwa jak: systemy zabezpieczeń i UACR z automatyką zapewniającą ich samoczynne zadziałanie w razie awarii, obudowa bezpieczeństwa chroniąca przed uwolnieniem substancji promieniotwórczych do otoczenia, awaryjne procedury eksploatacyjne Poziom IV: ograniczanie skutków ciężkich awarii minimalizacja uwolnień substancji promieniotwórczych z EJ w razie uszkodzenia rdzeniaPoziom IV: ograniczanie skutków ciężkich awarii minimalizacja uwolnień substancji promieniotwórczych z EJ w razie uszkodzenia rdzenia –Utrzymanie integralności i efektowności obudowy bezpieczeństwa: zapobieganie wybuchowi wodoru w obudowie lub uszkodzeniom obudowy przez stopiony rdzeń Poziom V: działania interwencyjne łagodzenie skutków radiologicznych uwolnień substancji promieniotwórczych do środowiskaPoziom V: działania interwencyjne łagodzenie skutków radiologicznych uwolnień substancji promieniotwórczych do środowiska –Działania poza terenem elektrowni dla zmniejszenia narażenia ludności, jak: podanie pastylek jodu obojętnego, zalecenie pozostania w domach, czasowe wstrzymanie wypasu bydła w razie skażenia pastwisk, czasowa ewakuacja z najbliższego otoczenia EJ

6 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli System barier ochronnych izolujących substancje promieniotwórcze od otoczenia I.4 bariery ochronne: 1.Pastylki paliwowe (zatrzymują ~99% aktywności produktów rozszczepienia) 2.Koszulka elementu paliwowego 3.Granica ciśnieniowa układu chłodzenia reaktora 4.Obudowa bezpieczeństwa II.Zapobieganie uszkodzeniom paliwa: Wyłączenie reaktora (niezawodne i szybkie)Wyłączenie reaktora (niezawodne i szybkie) Odprowadzenie ciepła powyłączeniowegoOdprowadzenie ciepła powyłączeniowego III.Utrzymanie integralności i szczelności obudowy bezpieczeństwa Awaria ze stopieniem rdzenia w reaktorze PWR TMI-2 (1979, USA): utracono bariery 1 i 2, ale zbiornik reaktora (bariera 3) i obudowa bezpieczeństwa (bariera 4) pozostały szczelne. Nikt nie stracił życia ani zdrowia.

7 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli Zjawiska zagrażające integralności i skuteczności barier ochronnych w warunkach awarii Generacja ciepła powyłączeniowego – wydzielającego się w paliwie jądrowym także po wyłączeniu reaktora Generacja ciepła powyłączeniowego – wydzielającego się w paliwie jądrowym także po wyłączeniu reaktora Musi być zapewnione niezawodne chłodzenie aby uniknąć przegrzania i uszkodzenia paliwa jądrowego (ze stopieniem rdzenia reaktora włącznie) uwolnienia z paliwa znacznych ilości produktów rozszczepienia Musi być zapewnione niezawodne chłodzenie aby uniknąć przegrzania i uszkodzenia paliwa jądrowego (ze stopieniem rdzenia reaktora włącznie) uwolnienia z paliwa znacznych ilości produktów rozszczepienia Reakcje chemiczne wydzielanie palnych gazów (zwłaszcza wodoru): Reakcje chemiczne wydzielanie palnych gazów (zwłaszcza wodoru): Cyrkonu z koszulek elementów paliwowych z wodą / parą wodną zagrożenie integralności elementów paliwowych oraz obudowy bezpieczeństwa (w razie niekontrolowanego spalania lub detonacji wodoru) Cyrkonu z koszulek elementów paliwowych z wodą / parą wodną zagrożenie integralności elementów paliwowych oraz obudowy bezpieczeństwa (w razie niekontrolowanego spalania lub detonacji wodoru) Materiału stopionego rdzenia z wodą i betonem obudowy bezpieczeństwa (przy ciężkich awariach) zagrożenie integralności obudowy bezpieczeństwa Materiału stopionego rdzenia z wodą i betonem obudowy bezpieczeństwa (przy ciężkich awariach) zagrożenie integralności obudowy bezpieczeństwa

8 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli Zjawiska zagrażające barierom ochronnym – generacja ciepła powyłączeniowego Ciepło powyłączeniowe powstaje na skutek:Ciepło powyłączeniowe powstaje na skutek: –Rozszczepień wywołanych neutrony opóźnione –Rozpadów promieniotwórczych produktów rozszczepienia i jąder izotopów zaktywowanych wychwytem neutronów Ciepło powyłączeniowe musi być odprowadzone z reaktora aby zapobiec przegrzaniu i uszkodzeniu paliwa, co doprowadziłoby do znacznych uwolnień substancji promieniotwórczych zawartych w paliwieCiepło powyłączeniowe musi być odprowadzone z reaktora aby zapobiec przegrzaniu i uszkodzeniu paliwa, co doprowadziłoby do znacznych uwolnień substancji promieniotwórczych zawartych w paliwie

9 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli Zjawiska zagrażające barierom ochronnym – reakcja cyrkonu z wodą uwalnianie wodoru podczas awarii Egzotermiczna reakcja cyrkonu z koszulek elementów paliwowych z wodą: Zr + 2H 2 O ZrO 2 + 2H 2 + Q (6420 J/kgZr)Egzotermiczna reakcja cyrkonu z koszulek elementów paliwowych z wodą: Zr + 2H 2 O ZrO 2 + 2H 2 + Q (6420 J/kgZr) –reakcja zaczyna się przy 900 °C a jej intensywność wzrasta z temperaturą (zwłaszcza >1300 °C, przy 1550÷1650 °C reakcja może stać się autokatalityczną) –utlenianie koszulek grożące ich degradacją –wydzielenie znacznych ilość ciepła i wodoru (dodatkowo spalenie wydzielonego wodoru 5200 J/kgZr)

10 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli Zjawiska zagrażające barierom ochronnym – zagrożenie integralności obudowy bezpieczeństwa związane z wodorem Granice obszaru palności mieszaniny zależą od temperatury i ciśnienia Przy stężeniach wodoru <4,1% nie występuje propagacja płomienia Spalanie wodoru nie zachodzi też przy zawartości pary wodnej >55% Detonacja wodoru możliwa przy stężeniach >14% (przy dużej zawartości powietrza i małej zawartości pary wodnej) w analizach bezpieczeństwa przyjmuje próg wybuchowości =10% H 2 Zagrożenie niekontrolowanym zapłonem lub detonacją w obudowie bezpieczeństwa wodoru wydzielonego w reakcji cyrkonu z wodą Obszary możliwego spalania lub detonacji mieszaniny wodoru z powietrzem i parą wodną 14% 4,1% 55%

11 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli Zmiany frakcji wodoru, tlenu i pary wodnej podczas awarii dużej ucieczki chłodziwa (LB LOCA) reaktora wodno-ciśnieniowego Czas [h] Frakcja (obj.)

12 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli Stabilność i samoregulacja reaktora Wymagania bezpieczeństwa: Wymagania bezpieczeństwa: Reaktor i związane z nim układy nie mogą posiadać wbudowanych cech, które mogłyby spowodować znaczny wzrost reaktywności Reaktor i związane z nim układy nie mogą posiadać wbudowanych cech, które mogłyby spowodować znaczny wzrost reaktywności (reaktywność, ρ=(k ef -1)/k ef – parametr fizyczny określający bilans neutronów w reaktorze) Wymaga się stabilności i samoregulacji, tak aby łączny efekt fizycznych sprzężeń zwrotnych ograniczał wzrost mocy reaktora Wymaga się stabilności i samoregulacji, tak aby łączny efekt fizycznych sprzężeń zwrotnych ograniczał wzrost mocy reaktora Wymagania te są łatwe do spełnienia przez reaktory wodne (woda jest moderatorem neutronów i chłodziwem) ujemne sprzężenie zwrotne od mocy reaktora, wynikające z: Wymagania te są łatwe do spełnienia przez reaktory wodne (woda jest moderatorem neutronów i chłodziwem) ujemne sprzężenie zwrotne od mocy reaktora, wynikające z: Silnego ujemnego sprzężenia zwrotnego od temperatury moderatora Silnego ujemnego sprzężenia zwrotnego od temperatury moderatora Ujemnego sprzężenia zwrotnego od temperatury paliwa Ujemnego sprzężenia zwrotnego od temperatury paliwa

13 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli Stabilność i samoregulacja reaktora W reaktorach z moderatorem wodnym (LWR, PHR) wzrost temperatury moderatora, a zwłaszcza jego wrzenie, skutkuje zmniejszeniem gęstości moderator i pogorszeniem spowalniania neutronów oraz zwiększeniem ich ucieczki poza rdzeń ujemny efekt reaktywnościowy temperatury moderatora (w PWR zależy od stężenia H 3 BO 3 )W reaktorach z moderatorem wodnym (LWR, PHR) wzrost temperatury moderatora, a zwłaszcza jego wrzenie, skutkuje zmniejszeniem gęstości moderator i pogorszeniem spowalniania neutronów oraz zwiększeniem ich ucieczki poza rdzeń ujemny efekt reaktywnościowy temperatury moderatora (w PWR zależy od stężenia H 3 BO 3 ) Wzrost temperatury paliwa skutkuje zwiększeniem pochłaniania rezonansowego neutronów (efekt Dopplera) oraz zmniejszeniem ilości rozszczepień (σ f ~ 1/v) ujemny efekt reaktywnościowy temperatury paliwaWzrost temperatury paliwa skutkuje zwiększeniem pochłaniania rezonansowego neutronów (efekt Dopplera) oraz zmniejszeniem ilości rozszczepień (σ f ~ 1/v) ujemny efekt reaktywnościowy temperatury paliwa Wzrost mocy reaktora skutkuje wzrostem zarówno średniej temperatury moderatora jak i temperatury paliwa ujemny efekt reaktywnościowy mocy reaktora (moderator + paliwo)Wzrost mocy reaktora skutkuje wzrostem zarówno średniej temperatury moderatora jak i temperatury paliwa ujemny efekt reaktywnościowy mocy reaktora (moderator + paliwo) Ilustracja bilansu neutronów (wychwyt, spowalnianie, ucieczka) w reaktorze wodnym przed i po odparowaniu wody Zmiany mocy (P) i temperatury (T) reaktora SPERT-1 z okresem 118 ms, po skokowym wzroście reaktywności (wystrzelenie pręta regulacyjnego) i przy wyłączonym układzie sterowania i zabezpieczeń

14 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli Funkcje bezpieczeństwa, klasyfikacja i kategoryzacja bezpieczeństwa konstrukcji, układów i urządzeń EJ Fundamentalne funkcje bezpieczeństwa: Fundamentalne funkcje bezpieczeństwa: I.Sterowanie reaktywnością II.Odprowadzanie ciepła z rdzenia reaktora III.Zatrzymywanie substancji promieniotwórczych, ograniczanie i kontrolowanie ich uwolnień do środowiska w stanach normalnej eksploatacji, oraz ograniczanie uwolnień podczas awarii Konstrukcje, układy i urządzenia EJ dzieli się na klasy i kategorie bezpieczeństwa w zależności od ważności wypełnianych przez nie funkcji bezpieczeństwa Konstrukcje, układy i urządzenia EJ dzieli się na klasy i kategorie bezpieczeństwa w zależności od ważności wypełnianych przez nie funkcji bezpieczeństwa wymagania techniczne różnicuje zależnie od kategorii bezpieczeństwa wymagania techniczne różnicuje zależnie od kategorii bezpieczeństwa Podstawowe problemy bezpieczeństwa reaktorów wodnych: Podstawowe problemy bezpieczeństwa reaktorów wodnych: Awarie reaktywnościowe (niekontrolowanego wzrostu mocy) nie stwarzają istotnego zagrożenia Awarie reaktywnościowe (niekontrolowanego wzrostu mocy) nie stwarzają istotnego zagrożenia Kluczowe problemy bezpieczeństwa: Kluczowe problemy bezpieczeństwa: Niezawodne odprowadzenie ciepła powyłączeniowego z rdzenia Niezawodne odprowadzenie ciepła powyłączeniowego z rdzenia Ograniczenie awaryjnych uwolnień substancji promieniotwórczych (utrzymanie funkcji obudowy bezpieczeństwa: integralności i szczelności, usuwania radionuklidów) Ograniczenie awaryjnych uwolnień substancji promieniotwórczych (utrzymanie funkcji obudowy bezpieczeństwa: integralności i szczelności, usuwania radionuklidów)

15 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli Zasady projektowania układów i urządzeń EJ ważnych dla bezpieczeństwa Kryterium pojedynczego uszkodzenia: pojedyncze uszkodzenie jakiegokolwiek czynnego lub biernego elementu nie może spowodować utraty możliwości wypełnienia przez układ jego funkcji bezpieczeństwaKryterium pojedynczego uszkodzenia: pojedyncze uszkodzenie jakiegokolwiek czynnego lub biernego elementu nie może spowodować utraty możliwości wypełnienia przez układ jego funkcji bezpieczeństwa Zapobieganie utraty funkcji więcej niż jednego układu lub urządzenia ze wspólnej przyczyny, wskutek np.: zatkania studzienek, awarii zasilania, pożaru, zalaniaZapobieganie utraty funkcji więcej niż jednego układu lub urządzenia ze wspólnej przyczyny, wskutek np.: zatkania studzienek, awarii zasilania, pożaru, zalania Separacja przestrzenna i fizyczna (zagrożenia wewnętrzne / zewnętrzne: pożar, zalanie, uderzenie samolotu, i in.)Separacja przestrzenna i fizyczna (zagrożenia wewnętrzne / zewnętrzne: pożar, zalanie, uderzenie samolotu, i in.) Niezależność funkcjonalna (zwłaszcza systemów bezpieczeństwa)Niezależność funkcjonalna (zwłaszcza systemów bezpieczeństwa) Przejście w stan bezpieczny po uszkodzeniu: zrzut prętów bezpieczeństwa, zamknięcie / otwarcie zaworuPrzejście w stan bezpieczny po uszkodzeniu: zrzut prętów bezpieczeństwa, zamknięcie / otwarcie zaworu Stosowanie rozwiązań biernych wykorzystujących siły i zjawiska naturalne (grawitacja, konwekcja naturalna, energia sprężyn lub sprężonych gazów)Stosowanie rozwiązań biernych wykorzystujących siły i zjawiska naturalne (grawitacja, konwekcja naturalna, energia sprężyn lub sprężonych gazów) Zwielokrotnienie – redundancja: tu 3 (lub 4) równoległe pod-układy CUACR Różnorodność: tu napędów pomp awaryjnego układu wody zasilającej wytwornice pary (2 silniki elektryczne, 2 turbiny parowe)

16 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli Zasady projektowania układów i urządzeń EJ ważnych dla bezpieczeństwa Wykorzystanie energii sprężonego gazu (azot) i zastosowanie klap zwrotnych w BUACR Zasada stan bezpieczny po uszkodzeniu i wykorzystanie grawitacji: zrzut prętów bezpieczeństwa do rdzenia po zaniku zasilania elektrycznego

17 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli Zasady projektowania układów i urządzeń EJ ważnych dla bezpieczeństwa Wykorzystanie konwekcji naturalnej w układzie chłodzenia reaktora (WWER) – odbiór ciepła powyłączeniowego Wykorzystanie grawitacji, konwekcji naturalnej i parowania / skraplania - pasywne chłodzenie obudowy bezpieczeństwa reaktora AP1000

18 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli Układy bezpieczeństwa – układy awaryjnego chłodzenia rdzenia (UACR) Funkcje UACR:Funkcje UACR: –dostarczenie wody (borowanej) i zalanie rdzenia w razie awarii utraty chłodziwa z obiegu pierwotnego (LOCA) –długookresowe odprowadzanie ciepła powyłączeniowego Bierny UACR (2 grupy x 100%):Bierny UACR (2 grupy x 100%): –hydro-akumulatory z poduszką gazową (sprężony azot) połączone z reaktorem rurociągami z klapami zwrotnymi –działa w początkowej fazie zalewania rdzenia, dostarcza wodę pod i nad rdzeń Czynny UACR (3 lub 4 podukłady x 100%):Czynny UACR (3 lub 4 podukłady x 100%): –część wysokociśnieniowa (działa przy małej LOCA) –cześć niskociśnieniowa –każda podukład zasilany z oddzielnego awaryjnego generatora diesla –jeden podukład wystarcza do zalania rdzenia i wychłodzenia reaktora

19 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli Układy bezpieczeństwa – obudowa bezpieczeństwa reaktora Funkcje obudowy bezpieczeństwa:Funkcje obudowy bezpieczeństwa: –zatrzymywanie i izolacja od otoczenia substancji promieniotwórczych –redukcja / usuwanie radionuklidów i gazów palnych z atmosfery obudowy oraz długookresowe odprowadzanie ciepła –ochrona przed skutkami zdarzeń zewnętrznych jak: uderzenie samolotu lub eksplozja chemiczna Konstrukcja obudowy:Konstrukcja obudowy: –wytrzymuje max ciśnienie awaryjne (~0,5 MPa), zapewniając wymaganą szczelność (max przecieki: 0,25% obj./d) –jedno-powłokowa ze sprężonego żelbetu z wykładziną stalową, lub dwu-powłokowa: wewnętrzna – stalowa lub ze sprężonego żelbetu z wykładziną stalową, zewnętrzna - ze zbrojonego betonu –przepusty, śluzy i szybko-odcinająca armatura Układ zraszania obudowy:Układ zraszania obudowy: –zmniejsza awaryjne ciśnienie wewnątrz obudowy –przyśpiesza wymywanie radioaktywnych aerozoli (głównie jodu) wewnątrz obudowy (do wody dodaje się: N 2 H 4 – hydrazynę lub NaOH) –zasilany z awaryjnego generatora diesla

20 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli Inne układy bezpieczeństwa System zabezpieczeń reaktora automatyczne zmniejszenie mocy lub awaryjne wyłączenie reaktoraSystem zabezpieczeń reaktora automatyczne zmniejszenie mocy lub awaryjne wyłączenie reaktora –Układ logiczny generuje kilka sygnałów automatycznych zabezpieczeń inicjując wprowadzanie lub zrzut do rdzenia prętów regulacyjnych i bezpieczeństwa Układ kontroli, mieszania i usuwania wodoru z obudowy bezpieczeństwa zapobieganie niekontrolowanemu spalaniu lub detonacjiUkład kontroli, mieszania i usuwania wodoru z obudowy bezpieczeństwa zapobieganie niekontrolowanemu spalaniu lub detonacji –Kontrolowanie i mieszanie atmosfery obudowy, rekombinacja katalityczna wodoru, ew. lokalne zapłonniki Awaryjny układ wody zasilającej wytwornice paryAwaryjny układ wody zasilającej wytwornice pary –Doprowadza wodę do wytwornic pary w razie niesprawności głównego układu wody zasilającej Układ wody ruchowej odpowiedzialnych odbiorówUkład wody ruchowej odpowiedzialnych odbiorów –Odprowadzenie ciepła z układów i urządzeń ważnych dla bezpieczeństwa (w tym: UACR i obudowy bezpieczeństwa) do ostatecznego odbiornika ciepła Układy niezawodnego zasilania elektrycznego urządzeń ważnych dla bezpieczeństwaUkłady niezawodnego zasilania elektrycznego urządzeń ważnych dla bezpieczeństwa –Zasilanie rezerwowe: z sieci 110 kV i ew. dod. 15 kV –Zasilanie awaryjne: agregaty diesla, baterie akumulatorów (układy sterowania i zabezpieczeń, oświetlenie awaryjne)

21 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli Wymagania i zalecenia dotyczące bezpieczeństwa EJ – normy bezpieczeństwa MAEA (IAEA Safety Standards) Bezpieczeństwo obiektów jądrowych Podstawowe zasady bezpieczeństwa Obszary tematyczneObiekty i działalności Projektowanie elektrowni jądrowych Eksploatacja elektrowni jądrowych Ocena lokalizacji

22 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli Wymagania i zalecenia dotyczące bezpieczeństwa EJ – normy bezpieczeństwa MAEA (IAEA Safety Standards) Normy bezpieczeństwa MAEA:Normy bezpieczeństwa MAEA: –wymagania zasadniczo o charakterze jakościowym co i jak należy wykonać, co uwzględnić (poza nielicznymi wyjątkami) nie określają ilościowych kryteriów bezpieczeństwa kompetencja dozorów państw członkowskich –2 rodzaje dokumentów: Wymagania (Requirements)Wymagania (Requirements) Wytyczne bezpieczeństwa (Safety Guides)Wytyczne bezpieczeństwa (Safety Guides) Np. projektowanie elektrowni jądrowych - Nuclear power plant designNp. projektowanie elektrowni jądrowych - Nuclear power plant design –Bezpieczeństwo elektrowni jądrowych: projekt. Wymagania. Safety of Nuclear Power Plants: Design. Requirements. No. NS-R-1 –14 tematycznych wytycznych bezpieczeństwa.

23 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli Wymagania dotyczące bezpieczeństwa EJ III. generacji – dokument EUR tomy 1, 2 i 4: 39 rozdziałów, >1800 strontomy 1, 2 i 4: 39 rozdziałów, >1800 stron –ok ogólnych i szczegółowych wymagań, w tym ok. 900 dotyczy bezpieczeństwa –najważniejszy t. 2: szczegółowe wymagania dla części jądrowej tom 3: opisy standardowych projektów EJ spełniających wymagania EURtom 3: opisy standardowych projektów EJ spełniających wymagania EUR kryteria ograniczonego oddziaływania radiologicznego EJ określono:kryteria ograniczonego oddziaływania radiologicznego EJ określono: –nie tylko dla warunków projektowych (design basis condions ): normalna eksploatacja, incydenty i awarie projektowe –ale też dla rozszerzonych warunków projektowych (design extension conditions), obejmujących ciężkie awarie związane ze stopieniem rdzenia! Dokument EUR: wymagania europejskich przedsiębiorstw energetycznych dla EJ III. generacji z reaktorami lekkowodnymi European Utility Requirements for LWR Nuclear Power Plants (EUR)

24 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli Wymagania i kryteria określone w EUR Warunki projektowe (Design Basis Conditions – DBC) warunki, na które projektuje się EJ: Warunki projektowe (Design Basis Conditions – DBC) warunki, na które projektuje się EJ: 1.Warunki Normalnej Pracy (DBC1) często występujące w czasie pracy EJ: na mocy, przeładunki paliwa, czynności utrzymania i remontów, oraz zmiany stanów ruchowych 2.Warunki Incydentu (DBC2) częstość: raz lub więcej razy w czasie życia EJ (f>10 -2 ) w najgorszym razie automatyczne wyłączenie reaktora, blok można ponownie uruchomić w najgorszym razie automatyczne wyłączenie reaktora, blok można ponownie uruchomić nie rozwijają się w poważniejsze uszkodzenia prowadzące do awarii projektowych (DBC3 lub DBC4) nie rozwijają się w poważniejsze uszkodzenia prowadzące do awarii projektowych (DBC3 lub DBC4) 3.Warunki Awaryjne (DBC3) mogą wystąpić bardzo rzadko (10 -2 >f>10 -4 ): samorzutnie nie rozwijają się do cięższej awarii (DBC4) samorzutnie nie rozwijają się do cięższej awarii (DBC4) nie skutkują utratą funkcji układu chłodzenia reaktora lub obudowy bezpieczeństwa nie skutkują utratą funkcji układu chłodzenia reaktora lub obudowy bezpieczeństwa uszkodzenie jedynie małej frakcji elementów paliwowych, konieczność inspekcji bloku uszkodzenie jedynie małej frakcji elementów paliwowych, konieczność inspekcji bloku 4.Warunki Awaryjne (DBC4) ich wystąpienia nie oczekuje się (10 -4 >f>10 -6 ) lecz zakłada przy projektowaniu skrajne warunki projektowe, na które musi być zaprojektowana EJ wymóg zachowania geometrii rdzenia umożliwiającej efektywne chłodzenie wymóg zachowania geometrii rdzenia umożliwiającej efektywne chłodzenie mogą powodować uwolnienie znacznych ilości substancji promieniotwórczych mogą powodować uwolnienie znacznych ilości substancji promieniotwórczych ponowne uruchomienie bloku może nie być możliwe ponowne uruchomienie bloku może nie być możliwe

25 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli Wymagania i kryteria określone w EUR Graniczne awarie projektowe (DBC4):Graniczne awarie projektowe (DBC4): –Rozerwanie głównego rurociągu pary świeżej –Rozerwanie głównego rurociągu wody zasilającej –Zaklinowanie wirnika pompy chłodziwa reaktora –Wyrzucenie z rdzenia pojedynczego zestawu prętów regulacyjnych –Utrata chłodziwa reaktora włączając nagłe rozerwanie rurociągu układu chłodzenia reaktora o największej średnicy z obustronnym wypływem chłodziwa (LB LOCA), w połączeniu z utratą zewnętrznego zasilania prądem przemiennym maksymalna awaria projektowa (MAP)włączając nagłe rozerwanie rurociągu układu chłodzenia reaktora o największej średnicy z obustronnym wypływem chłodziwa (LB LOCA), w połączeniu z utratą zewnętrznego zasilania prądem przemiennym maksymalna awaria projektowa (MAP) –Awaria przy manipulacji z paliwem –Rozerwanie jednej rurki wytwornicy pary, po uprzednim wzroście koncentracji jodu w chłodziwie reaktora

26 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli Wymagania i kryteria określone w EUR Rozszerzone Warunki Projektowe (Design Extension Conditions - DEC) zbiór awarii poza-projektowych uwzględnionych w projekcie wymaga się zastosowania rozwiązań dla ograniczenia ich skutków radiologicznych: Rozszerzone Warunki Projektowe (Design Extension Conditions - DEC) zbiór awarii poza-projektowych uwzględnionych w projekcie wymaga się zastosowania rozwiązań dla ograniczenia ich skutków radiologicznych: Sekwencje złożoneSekwencje złożone Ciężkie AwarieCiężkie Awarie Sekwencje Złożone pewne mało-prawdopodobne sekwencje prowadzące - na skutek uszkodzeń urządzeń lub błędów operatora - do warunków poza-projektowych mogą prowadzić do znacznych uwolnień, lecz nie do stopienia rdzenia przykład: jednoczesna niesprawność zwielokrotnionych układów bezpieczeństwa Sekwencje Złożone pewne mało-prawdopodobne sekwencje prowadzące - na skutek uszkodzeń urządzeń lub błędów operatora - do warunków poza-projektowych mogą prowadzić do znacznych uwolnień, lecz nie do stopienia rdzenia przykład: jednoczesna niesprawność zwielokrotnionych układów bezpieczeństwa Ciężkie Awarie pewne mało-prawdopodobne sekwencje zdarzeń wykraczające ponad awarie projektowe znaczne uszkodzenie rdzenia mogą prowadzić do znacznych uwolnień Ciężkie Awarie pewne mało-prawdopodobne sekwencje zdarzeń wykraczające ponad awarie projektowe znaczne uszkodzenie rdzenia mogą prowadzić do znacznych uwolnień

27 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli Wymagania i kryteria określone w EUR Cele projektowe: Dla Awarii Projektowych (DBC3 i DBC4): 1.Brak konieczności działań interwencyjnych > 800 m od reaktora 2.Ograniczone skutki ekonomiczne Dla Rozszerzonych Warunków Projektowych (DEC) poważniejsze skutki nawet ciężkich awarii ograniczone do odległości 800 m od reaktora: 1.Brak konieczności wczesnych działań interwencyjnych (ewakuacja w ciągu pierwszych 7 dni) > 800 m od reaktora 2.Brak konieczności średnioterminowych działań interwencyjnych (ewakuacja na okres do 1 miesiąca) > 3 km od reaktora 3.Brak konieczności długoterminowych działań interwencyjnych (przesiedlenie) > 800 m od reaktora 4.Ograniczone skutki ekonomiczne

28 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli Strefy działań interwencyjnych w/g EUR

29 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli Częstość uszkodzeń rdzenia na reaktor-rok Reaktory generacji III+ z dużym zapasem spełniają probabilistyczne kryteria bezpieczeństwa

30 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli Główne cechy bezpieczeństwa reaktora EPR (European Pressurized Reactor – AREVA + Siemens) Dwu-powłokowa obudowa bezpieczeństwa z układami wentylacji i filtrami Strefa rozpływu stopionego rdzenia Układ odprowadzenia ciepła z obudowy bezpieczeństwa (zraszania) 2x Układy bezpieczeństwa o redundancji 4x Basen wodny w obudowie bezpieczeństwa

31 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli Układy awaryjnego chłodzenia rdzenia EPR Podukład 1 Podukład 2Podukład 3 Podukład 4 4 podukłady CUACR (wtrysku bezpieczeństwa – SIS) Średnio-ciśnieniowy wtrysku bezpieczeństwa (MHSI) Kombinowany układ: nisko- ciśnieniowy wtrysku bezpieczeństwa / chłodzenia powyłączeniowego (LHSI/RHR) Zbiornik zapasu wody do przeładunku umieszczony wewnątrz obudowy bezpieczeństwa (IRWST) Dodatkowy układ wtrysku boru (2x, nie uwidoczniony) 4 podukłady BUACR (ACCU) Układ zraszania obudowy bezpieczeństwa - w razie ciężkiej awarii – 2 podukłady (SAHRS CHRS) ACCU

32 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli Obudowa bezpieczeństwa reaktora EPR Powłoka wewnętrzna ze sprężonego betonu, o gr. 1,3 m, z wykładziną stalową o gr. 6 mm, wym. wew. D x H = 46,8 x 65 m, V p ~ m 3 ; p a = 0,53 MPa, t = 170ºC –Wytrzymuje warunki LB LOCA –Wykładzina zapewnia szczelność i ochronę przed odłamkami (przecieki0,25% V/d) Powłoka zewnętrzna ze zbrojonego betonu – oddzielona od powłoki wewnętrznej, o gr. 1,8 / 1,3 m (powyżej / poniżej stropu bud. bezp.); średnica wew. 53 m ochrona przed uderzeniami samolotów (włączając duże pasażerskie) i wybuchami zewnętrznymi Wentylowana przestrzeń pomiędzy powłokami (2 układy went.): –Utrzymywanie podciśnienia (620 Pa) –Filtrowanie minimalizacja uwolnień substancji promieniotwórczych Podwójne, szybkodziałające niezależne zawory odcinające Chwytacz rdzenia

33 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli Obiekty reaktora EPR chronione przed zdarzeniami zewnętrznymi Obiekty wzmocnione – odporne na uderzenie samolotu i wybuch zewnętrzny (powłoka żelbetowa o gr. 1,8 m): 1.Obudowa bezpieczeństwa reaktora 2.Budynki układów bezpieczeństwa (2 z 4-ch) 3.Budynek paliwowy Obiekty chronione przez separację przestrzenną: 4.Budynki układów bezpieczeństwa (pozostałe 2 z 4-ch) 5.Siłownie dieslowskie

34 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli Ochrona integralności obudowy bezpieczeństwa reaktora EPR Chwytacz rdzenia z pasywnym układem chłodzenia Ochrona płyty fundamentowej przed uszkodzeniem przez stopiony rdzeń

35 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli Pasywne zalanie chwytacza rdzenia reaktora EPR

36 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli Ochrona integralności obudowy bezpieczeństwa reaktora EPR Wodór może wydzielić się na skutek reakcji:Wodór może wydzielić się na skutek reakcji: –Cyrkonu koszulek paliwowych z wodą –W razie ciężkiej awarii - stopienia rdzenia i przetopienia zbiornika reaktora: stopionego rdzenia z betonem w strefie chwytacza rdzenia Wewnętrzna powłoka obudowy bezpieczeństwa ze sprężonego betonu może wytrzymać ciśnienie powstające przy spalaniu wodoruWewnętrzna powłoka obudowy bezpieczeństwa ze sprężonego betonu może wytrzymać ciśnienie powstające przy spalaniu wodoru Zapobieganie detonacji lub niekontrolowanemu spalaniu wodoru w obudowie bezpieczeństwa:Zapobieganie detonacji lub niekontrolowanemu spalaniu wodoru w obudowie bezpieczeństwa: –Pasywne mieszanie atmosfery obudowy w konwekcji naturalnej zapobiega powstaniu lokalnych niebezpiecznych stężeń wodoru –Usuwanie wodoru z atmosfery obudowy za pomocą pasywnych katalitycznych rekombinatorów Pasywny katalityczny rekombinator wodoru Eliminacja ryzyka związanego z wodorem

37 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli Reaktor AP1000 (Advanced Passive) ~1100 MWe (Westinghouse) Reaktor AP1000 (Advanced Passive) ~1100 MWe (Westinghouse) Innowacyjne, uproszczone rozwiązania projektoweInnowacyjne, uproszczone rozwiązania projektowe Pasywne układy bezpieczeństwa (UACR, odprowadzenia ciepła powyłączeniowego i chłodzenia obudowy bezpieczeństwa)Pasywne układy bezpieczeństwa (UACR, odprowadzenia ciepła powyłączeniowego i chłodzenia obudowy bezpieczeństwa) Bezpieczne wyłączenie i chłodzenie reaktora przez 72 godz. od początku awarii, bez zasilania elektrycznego, a nawet udziału operatoraBezpieczne wyłączenie i chłodzenie reaktora przez 72 godz. od początku awarii, bez zasilania elektrycznego, a nawet udziału operatora Długookresowe odprowadzanie ciepła poprzez chłodzenie obudowy bezpieczeństwa – przy wykorzystaniu jedynie sił grawitacji, cyrkulacji naturalnej i sprężonych gazówDługookresowe odprowadzanie ciepła poprzez chłodzenie obudowy bezpieczeństwa – przy wykorzystaniu jedynie sił grawitacji, cyrkulacji naturalnej i sprężonych gazów Nie potrzeba zwielokrotnionych układów bezpieczeństwa z niezawodnym zasilaniem elektrycznymNie potrzeba zwielokrotnionych układów bezpieczeństwa z niezawodnym zasilaniem elektrycznym Mniejsza liczba urządzeń większa niezawodnośćMniejsza liczba urządzeń większa niezawodność Jądrowy układ wytwarzania pary AP1000

38 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli Ogólne podejście do zapewnienia bezpieczeństwa reaktora AP1000 Układy bezpieczeństwa są bierne –Wykorzystują jedynie bierne procesy; bez żadnych pomp, diesli, itd –Układy dedykowane, nie wykorzystywane dla prowadzenia normalnego ruchu –Zmniejszona zależność od czynności operatorów –Ograniczają skutki awarii projektowych –Spełniają dozorowe cele bezpieczeństwa Czynne są układy nie mające wpływu na bezpieczeństwo –Niezawodne wypełniają swoje funkcje przy normalnym ruchu –Minimalizują uruchomienia układów bezpieczeństwa –Nie są wymagane dla ograniczenia skutków awarii projektowych lub spełnienia celów bezpieczeństwa Zalety układów biernych z punktu widzenia bezpieczeństwa –Brak zależności od zasilania elektrycznego prądem przemiennym –Automatyczna reakcja na warunki awaryjne - zapewnia bezpieczeństwo –Długookresowe bezpieczeństwo EJ zapewnione bez urządzeń czynnych (wykorzystanie wyłącznie sił naturalnych) –Znaczne zwiększenie niezawodności obudowy bezpieczeństwa - dzięki pasywnemu chłodzeniu –W razie ciężkich awarii – utrzymanie stopionego rdzenia wewnątrz zbiornika reaktora –Duże zapasy bezpieczeństwa

39 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli Pasywny układ chłodzenia rdzenia reaktora AP1000 Wykorzystanie grawitacji, energii sprężonych gazów i konwekcji naturalnejWykorzystanie grawitacji, energii sprężonych gazów i konwekcji naturalnej Pasywny wtrysk bezpieczeństwaPasywny wtrysk bezpieczeństwa –Wysokociśnieniowy ze zbiorników CMT –Średniociśnieniowy z hydroakumulatorów ACC –Niskociśnieniowe, grawitacyjne zasilanie obiegu pierwotnego ze zbiornika IRWST Pasywne odprowadzanie ciepła powyłączeniowegoPasywne odprowadzanie ciepła powyłączeniowego –Pasywny wymiennik ciepła PRHR HX –Zbiornik zapasu wody do przeładunku IRWST Odprowadzanie ciepła do otoczenia bierne chłodzenie obudowy bezpieczeństwa Zapewnia bezpieczeństwo reaktora >72 godz. bez udziału operatora i przy braku zasilania elektrycznego prądem przemiennym (15,5 MPa) (4,9 MPa N 2 ) (2 070 m 3 )

40 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli Utrzymanie stopionego rdzenia wewnątrz zbiornika reaktora AP100

41 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli Obudowa bezpieczeństwa reaktora AP1000 z pasywnym chłodzeniem Powłoka wewnętrzna - stalowa (g = 4,44 cm, D x H = 39,624 x 65,634 m), V p = m 3, p a = 0,507 MPa, t =148,89ºC zapobiega niekontrolowanemu uwolnieniu do otoczenia substancji promieniotwórczych Powłoka zewnętrzna - żelbetowa (g = 0,9 m, D w x H = 43 x 83,3 m) V zbiornika = 2 864,42 m 3 1)Dodatkowa osłona układów i urządzeń zawierających media promieniotwórcze 2)Ochrona przed oddziaływaniami zewnętrznymi Obliczeniowe obc. sejsmiczne max poziome przyśp. gruntu = 0,3g Postępowanie z wodorem: –mieszanie (konw. nat.), rekombinacja, inicjacja zapłonu

42 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli Ryzyko związane z energetyką jądrową na tle innych zagrożeń 1.(Konserwatywna) ocena ryzyka na rysunku obok dotyczy EJ z rektorami II. generacji. W przypadku reaktorów III. generacji ryzyko jest o wiele mniejsze. 2.Poza Czarnobylem, nikt nie stracił życia ani zdrowia na skutek awarii jądrowej w EJ!

43 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli Ryzyko związane z energetyką jądrową na tle innych zagrożeń Bardzo konserwatywna ocena ryzyka dla EJ z reaktorami II. generacji – Raport Rasmussena: Reactor Safety Study: An Assessment of Accident Risks in U.S. Commercial Nuclear Power Plants. Report WASH-1400 (NUREG-75/014). U.S. Nuclear Regulatory Commission, 1975 DLA REAKTORÓW III. GENERACJI RYZYKO JEST OK. 100-KROTNIE MNIEJSZE NIŻ II. GENERACJI

44 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli Zasada budowy i działania reaktora RBMK w EJ Czarnobyl Ogromny rdzeń: DxH=12x7m, 1661 kanałów paliwowych, 211 prętów regulacyjnych (wprowadzanych od góry + dod. pręty wprowadzane od dołu – do korygowania rozkładu mocy po wysokości rdzenia)Ogromny rdzeń: DxH=12x7m, 1661 kanałów paliwowych, 211 prętów regulacyjnych (wprowadzanych od góry + dod. pręty wprowadzane od dołu – do korygowania rozkładu mocy po wysokości rdzenia) Wielka ilość grafitu (ok t): 2488 bloczków grafitowych o wymiarach 250mm x 250 mm x 250mm, z osiowymi otworami na kanały paliwowe, rdzeń otoczony warstwą grafitu o grubości 0,5-0,8 m, spełniającą funkcję reflektora neutronów pierwszej bariery ochronnejWielka ilość grafitu (ok t): 2488 bloczków grafitowych o wymiarach 250mm x 250 mm x 250mm, z osiowymi otworami na kanały paliwowe, rdzeń otoczony warstwą grafitu o grubości 0,5-0,8 m, spełniającą funkcję reflektora neutronów pierwszej bariery ochronnej Brak (praktycznie) obudowy bezpieczeństwa: MAP – przeciek związany z rozszczelnieniem kanałów i mniejszych rurociągów, a nie rozerwaniem gł. rurociągu cyrkulacyjnegoBrak (praktycznie) obudowy bezpieczeństwa: MAP – przeciek związany z rozszczelnieniem kanałów i mniejszych rurociągów, a nie rozerwaniem gł. rurociągu cyrkulacyjnego Reaktor RBMK-1000, 1000 MWe: wrzący, kanałowy, moderowany grafitem, chłodzony wodą zaadaptowany reaktor do produkcji plutonu (możliwość przeładunku paliwa w czasie pracy reaktora)

45 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli Zasadnicza przyczyna awarii EJ Czarnobyl – konstrukcja i charakterystyki rdzenia reaktora Zmiany gęstości rozszczepień po odparowaniu części wody A – normalna praca, B – spadek przepływu wody, część wody odparowuje W reaktorze PWR lub WWER moc maleje, w reaktorze RBMK moc rośnie!

46 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli Przyczyny awarii EJ Czarnobyl – błąd w konstrukcji prętów bezpieczeństwa Wprowadzanie przedłużacza grafitowego powoduje wzrost mocy w dolnej części rdzenia, a spadek mocy w części górnej (znaki + i – w kolumnie c) – sumaryczny efekt reaktywnościowy (przedłużacz + woda nad przedłużaczem + pręt) zależy od poosiowego rozkładu strumienia neutronówWprowadzanie przedłużacza grafitowego powoduje wzrost mocy w dolnej części rdzenia, a spadek mocy w części górnej (znaki + i – w kolumnie c) – sumaryczny efekt reaktywnościowy (przedłużacz + woda nad przedłużaczem + pręt) zależy od poosiowego rozkładu strumienia neutronów W chwili awarii rozkład mocy w rdzeniu był nadmiernie przekoszony – moc generowała się głównie w dolnej częściW chwili awarii rozkład mocy w rdzeniu był nadmiernie przekoszony – moc generowała się głównie w dolnej części Wprowadzanie kilkudziesięciu prętów na raz wywołało dodatkowy dodatni impuls reaktywnościowy, który nałożył się na efekt przestrzeni parowych (powodowany wrzeniem wody) wzrost mocy reaktoraWprowadzanie kilkudziesięciu prętów na raz wywołało dodatkowy dodatni impuls reaktywnościowy, który nałożył się na efekt przestrzeni parowych (powodowany wrzeniem wody) wzrost mocy reaktora Błąd w konstrukcji prętów bezpieczeństwa RBMK – grafitowy przedłużacz Przeznaczenie przedłużacza: zabezpieczenie przed napływem wody do obszaru, z którego wyciągnięto pręt bezpieczeństwa – zwiększenie wagi reaktywnościowej pręta

47 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli Przyczyny awarii EJ Czarnobyl – wpływ dużego wypalenia paliwa (Pu239) Pu-239 ma rezonans przekroju czynnego na rozszczepienie przy ok. 0,3 eV Wzrost temperatury zwiększenie średniej energii neutronów zwiększenie ilości rozszczepień Pu-239 i liczby neutronów (śr. liczba neutronów na rozszczepienie jądra Pu-239 2,9, a U-235 2,5) Przy dużym wypaleniu paliwa i nagromadzeniu się plutonu zmniejsza się ujemny efekt reaktywnościowy paliwa Wpływ nagromadzonego plutonu – zmniejszenie ujemnego efektu temp. paliwa

48 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli Przebieg zmian parametrów reaktora podczas awarii w EJ Czarnobyl Zmiany zawartości pary, reaktywności i mocy reaktora RBMK w ostatniej fazie awarii: 1 – wzg. moc neutronowa P/P 0 : 0÷120% następnie 0÷48 000%; 2 – reaktywność Δk/k = -1% ÷ +5%; 3 – zawartość obj. pary α = 0÷1,2 1:23:40 AZ-5

49 Dziękuję Państwu za uwagę!


Pobierz ppt "Bezpieczeństwo energetyki jądrowej Kurs podstaw energetyki jądrowej dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych mgr inż. Władysław."

Podobne prezentacje


Reklamy Google