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

Źródło potencjalnego zagrożenia – substancje promieniotwórcze w rdzeniu i chłodziwie reaktora Typowe wielkości aktywności radionuklidów w PWR 1000 MWe: Rdzeń: 3,7·1020 Bq (1010 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: 1,1·1015 Bq (~ 3·104 Ci)  gazowe i lotne produkty rozszczepienia (Kr, Xe, J) + produkty aktywacji: wody, produktów korozji i chemikaliów (w tym tryt – z H3BO3)  3·10-4% Uwolnienie do atmosfery już 3,7·1013 Bq (103 Ci) – przy niekorzystnych warunkach atmosferycznych – może spowodować otrzymanie w odległości 1 km od EJ max dawek dopuszczalnych PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli

PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli Podstawowe zasady i środki zapewnienia bezpieczeństwa energetyki jądrowej Strategia „obrony w głąb” Kilka kolejnych poziomów obrony (bezpieczeństwa) → jeśli zawiedzie jeden mamy następny W szczególności → układ kolejnych barier ochronnych Rygorystyczne wymagania dla projektu i wyposażenia EJ Stabilność i samoregulacja reaktora Reguły projektowania dla zapewnienia niezawodności elementów składowych EJ ważnych dla bezpieczeństwa Zapewnienie jakości → na wszystkich etapach: projektowania, produkcji urządzeń, budowy, rozruchu, eksploatacji i likwidacji Rygorystyczny system nadzoru państwowego 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 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 3 linia - pułapki 1 linia - rów 4 linia - fosa 2 linia - fosa PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli

Strategia „obrony w głąb” Poziom 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 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 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 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 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 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli

PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli System barier ochronnych izolujących substancje promieniotwórcze od otoczenia 4 bariery ochronne: Pastylki paliwowe (zatrzymują ~99% aktywności produktów rozszczepienia) Koszulka elementu paliwowego Granica ciśnieniowa układu chłodzenia reaktora Obudowa bezpieczeństwa Zapobieganie uszkodzeniom paliwa: Wyłączenie reaktora (niezawodne i szybkie) Odprowadzenie ciepła powyłączeniowego 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. PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli

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 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): 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 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli

PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli Zjawiska zagrażające barierom ochronnym – generacja ciepła powyłączeniowego 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 paliwie PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli

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 + 2H2O → ZrO2 + 2H2 + 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) PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli

PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli Zjawiska zagrażające barierom ochronnym – zagrożenie integralności obudowy bezpieczeństwa związane z wodorem Zagrożenie niekontrolowanym zapłonem lub detonacją w obudowie bezpieczeństwa wodoru wydzielonego w reakcji cyrkonu z wodą 14% 4,1% 55% Obszary możliwego spalania lub detonacji mieszaniny wodoru z powietrzem i parą wodną 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% H2 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli

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.) PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli

Stabilność i samoregulacja reaktora Wymagania bezpieczeństwa: Reaktor i związane z nim układy nie mogą posiadać wbudowanych cech, które mogłyby spowodować znaczny wzrost reaktywności (reaktywność, ρ=(kef-1)/kef – parametr fizyczny określający bilans neutronów w reaktorze) 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: Silnego ujemnego sprzężenia zwrotnego od temperatury moderatora Ujemnego sprzężenia zwrotnego od temperatury paliwa 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 H3BO3) Wzrost temperatury paliwa skutkuje zwiększeniem pochłaniania rezonansowego neutronów (efekt Dopplera) oraz zmniejszeniem ilości rozszczepień (σf ~ 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) 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 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli

PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli Funkcje bezpieczeństwa, klasyfikacja i kategoryzacja bezpieczeństwa konstrukcji, układów i urządzeń EJ Fundamentalne funkcje bezpieczeństwa: Sterowanie reaktywnością Odprowadzanie ciepła z rdzenia reaktora 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 wymagania techniczne różnicuje zależnie od kategorii bezpieczeństwa Podstawowe problemy bezpieczeństwa reaktorów wodnych: Awarie reaktywnościowe (niekontrolowanego wzrostu mocy) nie stwarzają istotnego zagrożenia Kluczowe problemy bezpieczeństwa: Niezawodne odprowadzenie ciepła powyłączeniowego z rdzenia Ograniczenie awaryjnych uwolnień substancji promieniotwórczych (utrzymanie funkcji obudowy bezpieczeństwa: integralności i szczelności, usuwania radionuklidów) 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 bezpieczeństwa Zapobieganie 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.) Niezależność funkcjonalna (zwłaszcza systemów bezpieczeństwa) Przejście 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) 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) PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli

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

Układy bezpieczeństwa – układy awaryjnego chłodzenia rdzenia (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%): 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%): 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 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli

Układy bezpieczeństwa – obudowa bezpieczeństwa reaktora 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: 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: zmniejsza awaryjne ciśnienie wewnątrz obudowy przyśpiesza wymywanie radioaktywnych aerozoli (głównie jodu) wewnątrz obudowy (do wody dodaje się: N2H4 – hydrazynę lub NaOH) zasilany z awaryjnego generatora diesla PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli

Inne układy bezpieczeństwa System 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 detonacji Kontrolowanie i mieszanie atmosfery obudowy, rekombinacja katalityczna wodoru, ew. lokalne zapłonniki Awaryjny układ wody zasilającej wytwornice pary Doprowadza wodę do wytwornic pary w razie niesprawności głównego układu wody zasilającej Układ 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 bezpieczeństwa Zasilanie rezerwowe: z sieci 110 kV i ew. dod. 15 kV Zasilanie awaryjne: agregaty diesla, baterie akumulatorów (układy sterowania i zabezpieczeń, oświetlenie awaryjne) 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 tematyczne Obiekty i działalności Projektowanie elektrowni jądrowych Eksploatacja elektrowni jądrowych Ocena lokalizacji PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli

PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli Wymagania i zalecenia dotyczące bezpieczeństwa EJ – normy bezpieczeństwa MAEA (IAEA Safety Standards) 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) Wytyczne bezpieczeństwa (Safety Guides) Np. 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. PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli

Wymagania dotyczące bezpieczeństwa EJ III. generacji – dokument „EUR” Dokument „EUR”: wymagania europejskich przedsiębiorstw energetycznych dla EJ III. generacji z reaktorami lekkowodnymi European Utility Requirements for LWR Nuclear Power Plants („EUR”). 2001. tomy 1, 2 i 4: 39 rozdziałów, >1800 stron ok. 4000 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 „EUR” 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! 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 Normalnej Pracy (DBC1) → często występujące w czasie pracy EJ: na mocy, przeładunki paliwa, czynności utrzymania i remontów, oraz zmiany stanów ruchowych 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 nie rozwijają się w poważniejsze uszkodzenia prowadzące do awarii projektowych (DBC3 lub DBC4) Warunki Awaryjne (DBC3) → mogą wystąpić bardzo rzadko (10-2>f>10-4): samorzutnie nie rozwijają się do cięższej awarii (DBC4) nie skutkują utratą funkcji układu chłodzenia reaktora lub obudowy bezpieczeństwa uszkodzenie jedynie małej frakcji elementów paliwowych, konieczność inspekcji bloku 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 mogą powodować uwolnienie znacznych ilości substancji promieniotwórczych ponowne uruchomienie bloku może nie być możliwe PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli

Wymagania i kryteria określone w „EUR” 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) Awaria przy manipulacji z paliwem Rozerwanie jednej rurki wytwornicy pary, po uprzednim wzroście koncentracji jodu w chłodziwie reaktora 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: Sekwencje złożone Ciężkie 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 Ciężkie Awarie → pewne mało-prawdopodobne sekwencje zdarzeń wykraczające ponad awarie projektowe → znaczne uszkodzenie rdzenia → mogą prowadzić do znacznych uwolnień PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli

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

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

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

Układy awaryjnego chłodzenia rdzenia EPR 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 Podukład 1 Podukład 2 Podukład 3 Podukład 4 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, Vp ~ 80 000 m3; pa = 0,53 MPa, t = 170ºC Wytrzymuje warunki LB LOCA Wykładzina zapewnia szczelność i ochronę przed odłamkami (przecieki≤0,25% 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” PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli

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

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

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

Ochrona integralności obudowy bezpieczeństwa reaktora EPR Eliminacja ryzyka związanego z wodorem 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 wodoru 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 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli

Reaktor AP1000 (Advanced Passive) ~1100 MWe (Westinghouse) Innowacyjne, uproszczone rozwiązania projektowe 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 operatora Długookresowe odprowadzanie ciepła poprzez chłodzenie obudowy bezpieczeństwa – przy wykorzystaniu jedynie sił grawitacji, cyrkulacji naturalnej i sprężonych gazów Nie potrzeba zwielokrotnionych układów bezpieczeństwa z niezawodnym zasilaniem elektrycznym Mniejsza liczba urządzeń → większa niezawodność Jądrowy układ wytwarzania pary AP1000 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 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli

Pasywny układ chłodzenia rdzenia reaktora AP1000 (15,5 MPa) (4,9 MPa N2) (2 070 m3) Wykorzystanie grawitacji, energii sprężonych gazów i konwekcji naturalnej Pasywny wtrysk bezpieczeństwa Wysokociśnieniowy ze zbiorników CMT Średniociśnieniowy z hydroakumulatorów ACC Niskociśnieniowe, grawitacyjne zasilanie obiegu pierwotnego ze zbiornika IRWST Pasywne 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 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli

Utrzymanie stopionego rdzenia wewnątrz zbiornika reaktora AP100 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), Vp = 58 300 m3, pa = 0,507 MPa, t =148,89ºC → zapobiega niekontrolowanemu uwolnieniu do otoczenia substancji promieniotwórczych Powłoka zewnętrzna - żelbetowa (g = 0,9 m, Dw x H = 43 x 83,3 m) Vzbiornika = 2 864,42 m3 Dodatkowa osłona układów i urządzeń zawierających media promieniotwórcze Ochrona przed oddziaływaniami zewnętrznymi Obliczeniowe obc. sejsmiczne → max poziome przyśp. gruntu = 0,3g Postępowanie z wodorem: mieszanie (konw. nat.), rekombinacja, inicjacja zapłonu PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli

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

Zasada budowy i działania reaktora RBMK w EJ Czarnobyl Reaktor RBMK-1000, 1000 MWe: wrzący, kanałowy, moderowany grafitem, chłodzony wodą zaadaptowany reaktor do produkcji plutonu (możliwość przeładunku paliwa w czasie pracy reaktora) 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. 1700 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 cyrkulacyjnego PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli

Zmiany gęstości rozszczepień po odparowaniu części wody 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! PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli

PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli Przyczyny awarii EJ Czarnobyl – błąd w konstrukcji prętów bezpieczeństwa 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 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 neutronów W 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 reaktora PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli

Przyczyny awarii EJ Czarnobyl – wpływ dużego wypalenia paliwa (Pu239) Wpływ nagromadzonego plutonu – zmniejszenie ujemnego efektu temp. paliwa 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 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli

Przebieg zmian parametrów reaktora podczas awarii w EJ Czarnobyl 1:23:40 AZ-5 Zmiany zawartości pary, reaktywności i mocy reaktora RBMK w ostatniej fazie awarii: 1 – wzg. moc neutronowa P/P0: 0÷120% następnie 0÷48 000%; 2 – reaktywność Δk/k = -1% ÷ +5%; 3 – zawartość obj. pary α = 0÷1,2 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli

Dziękuję Państwu za uwagę!