4 BEZPIECZEŃSTWO ENERGETYKI JĄDROWEJ
4.6 Bezpieczeństwo elektrowni jądrowych z reaktorami III. generacji
4.6.1 Podstawowe wymagania i kryteria bezpieczeństwa określone w dokumencie „EUR”
Zgonie z wymaganiami dokumentu „EUR” zastosowane w elektrowni jądrowej środki techniczne muszą, nawet w przypadku całkowitego stopienia reaktora, zapewnić bezpieczeństwo ludności i środowiska wokół elektrowni, minimalizując wpływ radiologiczny związany z awaryjnymi uwolnieniami substancji promieniotwórczych.
A co więcej – prawdopodobieństwo wystąpienia ciężkiej awarii związanej ze znaczną degradacją rdzenia reaktora, dzięki zastosowanym rozwiązaniom projektowym i wysokiej niezawodności urządzeń, jest 100-krotnie mniejsza niż w przypadku reaktorów II. generacji.
4.6.1.1 Warunki projektowe
W dokumencie „EUR” zdefiniowano warunki projektowe (Design Basis Conditions – DBC), tj. warunki, na które projektuje się EJ, sklasyfikowane na następujące 4 kategorie, ze względu na częstość ich występowania i skutki. Przy tym musi być spełniona reguła, że im poważniejsze są skutki określonego zdarzenia tym mniejsze powinno być prawdopodobieństwo (oczekiwana częstość) jego wystąpienia.
1. Warunki Normalnej Pracy (DBC1) – są to warunki często występujące w czasie pracy EJ: na mocy, przeładunki paliwa, czynności utrzymania i remontów, oraz zmiany stanów ruchowych.
2. Warunki Incydentu (DBC2) – są to zakłócenia, których wystąpienia czasie życia EJ częstość oczekuje się raz lub więcej razy, definiuje się je jak niżej.
Incydent jest to proces eksploatacyjny odbiegający od normalnej eksploatacji, którego
ale który – dzięki zastosowaniu odpowiednich rozwiązań projektowych – nie powoduje żadnego znaczącego uszkodzenia konstrukcji, układów i urządzeń ważnych dla bezpieczeństwa ani nie prowadzi do warunków awaryjnych.
Warunki incydentu:
w najgorszym razie powodują automatyczne wyłączenie reaktora, blok energetyczny można ponownie uruchomić (po szczegółowym przeanalizowaniu zdarzenia, wyjaśnieniu przyczyn jego zaistnienia i zastosowaniu odpowiednich środków zaradczych);
mogą skutkować uszkodzeniem jedynie małej frakcji elementów paliwowych, jednakże przed ponownym uruchomieniem bloku konieczne jest przeprowadzenie szczegółowej inspekcji jego stanu technicznego;
samorzutnie nie rozwijają się do cięższej awarii (DBC4);
nie skutkują utratą funkcji układu chłodzenia reaktora lub obudowy bezpieczeństwa.
4. Warunki Awaryjne (DBC4) – są to bardzo rzadkie awarie (projektowe), o częstości wystąpienia szacowanej na rzadziej niż raz na 10 000 lat pracy reaktora a częściej niż raz na 1 000 000 lat pracy reaktora, których wystąpienia podczas okresu eksploatacji obiektu nie oczekuje się, lecz są one zakładane w projekcie gdyż mogłyby skutkować uwolnieniem znaczących ilości substancji promieniotwórczych.
Wymaga się zachowania geometrii rdzenia umożliwiającej jego efektywne chłodzenie.
Ponowne uruchomienie bloku po awarii DBC4 może nie być możliwe.
Są to graniczne awarie, na skutki których musi zostać zaprojektowana EJ.
Graniczne awarie projektowe (DBC4) obejmują następujące zdarzenia:
i. Rozerwanie głównego rurociągu pary świeżej;
ii. Rozerwanie głównego rurociągu wody zasilającej;
iii. Zaklinowanie wirnika pompy chłodziwa reaktora;
iv. Wyrzucenie z rdzenia pojedynczego zestawu prętów regulacyjnych;
v. Utrata chłodziwa reaktora – włączając nagłe rozerwanie rurociągu układu chłodzenia reaktora o największej średnicy z obustronnym wypływem chłodziwa, w połączeniu z utratą zewnętrznego zasilania prądem przemiennym – jest to maksymalna awaria projektowa (MAP);
vi. Awaria przy manipulacji z paliwem;
vii. Rozerwanie jednej rurki wytwornicy pary, po uprzednim wzroście koncentracji jodu w chłodziwie reaktora.
4.6.1.2 Rozszerzone warunki projektowe
Rozszerzone warunki projektowe (Design Extension Conditions – DEC) zdefiniowano jako określony zbiór sekwencji awarii poza-projektowych, wybranych na podstawie analiz deterministycznych i probabilistycznych, obejmujący:
1) Sekwencje złożone, 2) Wybrane ciężkie awarie.
Sekwencje złożone są to pewne mało-prawdopodobne sekwencje (np. jednoczesne uszkodzenie zwielokrotnionych układów lub urządzeń bezpieczeństwa) uszkodzeń urządzeń lub błędów operatora, mogące potencjalnie prowadzić do znaczących uwolnień substancji promieniotwórczych do środowiska, lecz nie do stopienia rdzenia. Do sekwencji złożonych zalicza się w szczególności: przewidywane stany przejściowe bez awaryjnego wyłączenia
reaktora126, całkowity zanik zasilania elektrycznego prądem przemiennym, oraz stany awaryjne związane z ominięciem obudowy bezpieczeństwa.
Ciężkie awarie są to pewne mało-prawdopodobne stany awaryjne poważniejsze niż awarie projektowe (DBC3 lub DBC4), związane ze znaczącą degradacją rdzenia, mogące potencjalnie prowadzić do znaczących uwolnień substancji promieniotwórczych.
Ciężka awaria prowadząca do stopienia rdzenia reaktora mogłaby wystąpić np. po natychmiastowym rozerwaniu rurociągu obiegu chłodzenia o maksymalnej średnicy i przy całkowitej niesprawności wszystkich zwielokrotnionych (poczwórnych) układów bezpieczeństwa, z których zaledwie jeden wystarczy do awaryjnego wychłodzenia reaktora i doprowadzenia go do trwale bezpiecznego stanu. Zarówno takie rozerwanie rurociągu127 jak i jednoczesna niesprawność wszystkich układów bezpieczeństwa są bardzo mało prawdopodobne, zaś kombinacja tych zdarzeń jest skrajnie mało-prawdopodobna (o prawdopodobieństwie mniejszym niż raz na milion lat). Takie awarie często nazywa się więc
„hipotetycznymi”.
Jeśliby pomimo wszystko jednak doszło do ciężkiej awarii128, włączając stopienie rdzenia reaktora, to substancje promieniotwórcze, uwolnione wówczas z (przegrzanego) paliwa jądrowego i obiegu chłodzenia reaktora, muszą zostać wówczas zatrzymane wewnątrz obudowy bezpieczeństwa.
Obudowa bezpieczeństwa reaktora musi więc być odpowiednio duża i mocna aby wytrzymać warunki ciężkiej awarii i zapewnić wystarczającą szczelność, przy czym muszą być zastosowane specjalne rozwiązania techniczne zapobiegające jej uszkodzeniu – w szczególności także na skutek oddziaływania stopionego rdzenia.
4.6.1.3 Cele projektowe
Dla awarii projektowych oraz „rozszerzonych warunków projektowych” określono następujące tzw. Cele Projektowe (Design Targets):
I. W razie wystąpienia awarii projektowych (DBC3 i DBC4):
1) Brak konieczności działań interwencyjnych > 800 m od reaktora, 2) Ograniczone skutki ekonomiczne;
II. W razie wystąpienia „rozszerzonych warunków projektowych” (DEC):
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.
Następnie, dla poszczególnych „Celów Projektowych”, określono ograniczenia awaryjnych uwolnień radionuklidów do środowiska zwane „Kryteriami Ograniczenia Oddziaływania”
(Criteria for Limited Impact – CLI).
„Kryteria Ograniczenia Oddziaływania” (CLI) dla celów projektowych I.1) oraz II.1)÷3) sformułowano w sposób opisany poniżej.
126 Przewidywane stany przejściowe bez awaryjnego wyłączenia reaktora to bardzo mało prawdopodobne postulowane zdarzenia, gdy po wystąpieniu przewidywanego incydentu nie następuje automatyczne wyłączenie reaktora oraz nie jest możliwe jego awaryjne ręczne wyłączenie przez wprowadzenie do rdzenia prętów bezpieczeństwa.
127 Tego rodzaju awaria nigdy się jeszcze nie wydarzyła.
1. Uwolnienia do atmosfery dzielono się na „n” referencyjnych izotopów (wielkości uwolnień określa projektant):
– dla DEC: n = 9 (Xe133, I131, Cs137, Te131m, Sr90, Ru103, La140, Ce141, Ba140),
– dla DBC3 i DBC4: n = 3 (Xe133, I131, Cs137).
2. Uwolnienia przeliczone wg. poniższej formuły porównuje się z kryterium CLI (konkretna wartość liczbowa podana w „EUR”) dla określonego „Celu Projektowego”:
;
Zgodnie z wymaganiami dokumentu „EUR”, układy bezpieczeństwa reaktorów III. generacji muszą być zaprojektowane tak, by nawet w razie wystąpienia ciężkich awarii – włączając awarie związane z całkowitym stopieniem rdzenia reaktora, uwolnienia do środowiska substancji promieniotwórczych było ograniczone na tyle, aby nie było konieczne podejmowanie jakichkolwiek:
1) wczesnych ani długoterminowych działań interwencyjnych w odległości większej jak 800 m od reaktora, oraz
2) średnioterminowych działań interwencyjnych w odległości większej jak 3 km od reaktora.
Tak więc nawet w razie ciężkiej awarii związanej ze stopieniem rdzenia reaktora – której wystąpienie jest skrajnie mało-prawdopodobne (rzędu raz na 10 milionów lat pracy reaktora) – poważniejsze skutki radiologiczne powinny być ograniczone do strefy o promieniu 800 m od reaktora.
Powyższe kryteria można zastosować do określenia zasięgu tzw. „strefy ograniczonego użytkowania terenu” – w tym przypadku wystarczy aby strefa ta była obszarem o promieniu do 800 m od reaktora.
Dla porównania – dla elektrowni jądrowej budowanej nad Jeziorem Żarnowieckim w latach 80-tych XX wieku ustanowiono tzw. „strefę wyłączenia” o promieniu 1800 m, tj. o powierzchni 9-krotnie większej! Ponieważ w „strefie ograniczonego użytkowania terenu” nie mogą znajdować się budynki mieszkalne, więc nawet w razie najcięższych awarii nie byłoby konieczności wczesnej ewakuacji ani stałego przesiedlania ludności.
4.6.1.4 Wymóg stosowania podwójnej obudowy bezpieczeństwa
Wymaga się stosowania podwójnej obudowy bezpieczeństwa reaktora, składającej się z:
1) powłoki wewnętrznej (obudowa pierwotna) – obliczonej na parametry awaryjne i chroniącej otoczenie EJ przed skutkami wszelkich awarii reaktora spowodowanych czynnikami wewnętrznymi, oraz
2) powłoki zewnętrznej (obudowa wtórna) – chroniącej reaktor przed wszelkimi zdarzeniami zewnętrznymi, uwzględniając zamachy terrorystyczne (w tym z użyciem dużego samolotu pasażerskiego), stanowiącej także dodatkowe zabezpieczenie przed niekontrolowanymi uwolnieniami do środowiska substancji promieniotwórczych.
Podwójne obudowy bezpieczeństwa nie były wymagane dla reaktorów II. generacji129, przeważnie stosowano obudowy jedno-powłokowe ze sprężonego betonu z wewnętrzną wykładziną stalową, zapewniającą szczelność.
4.6.1.5 Probabilistyczne cele bezpieczeństwa
Dla potrzeb projektowania EJ określono następujące probabilistyczne cele bezpieczeństwa jądrowego:
1) Częstość uszkodzeń rdzenia: < 10-5 / Reaktor-Rok (R-R),
2) Częstość dużych uwolnień substancji promieniotwórczych do środowiska - przekraczających „Kryterium Ograniczenia Oddziaływania (CLI)”: < 10-6 / R-R 3) Częstość sekwencji potencjalnie prowadzących do uszkodzenia obudowy
bezpieczeństwa lub bardzo dużych uwolnień substancji promieniotwórczych do środowiska: << 10-6 / R-R.
Reaktory generacji III spełniają te probabilistyczne kryteria bezpieczeństwa z dużym zapasem. Jak widać z poniższego diagramu (Rys. 4.21), prawdopodobieństwo uszkodzenia rdzenia reaktora wymagane w dokumentach „EUR” i w amerykańskim dokumencie „URD”130 jest 10-krotnie niższe od poziomu aktualnie wymaganego przez amerykański Dozór Jądrowy, zaś projekty reaktorów III. generacji (tu przykładowo reaktory wodno-ciśnieniowe: EPR i AP 1000) charakteryzują się prawdopodobieństwem ponad 100-krotnie niższym – jest ono mniejsze niż raz na milion lat eksploatacji reaktora. Przy tym, prawdopodobieństwo dużych uwolnień substancji promieniotwórczych do środowiska jest jeszcze ok. 10-krotnie mniejsze niż to prawdopodobieństwo uszkodzenia rdzenia (tj. rzadziej niż raz na 10 milionów lat pracy reaktora).
Rys. 4.21. Częstość uszkodzeń rdzenia na reaktor-rok [AREVA, Westinghouse].
129 Jakkolwiek stosowano je w niektórych nowszych rozwiązaniach – w szczególności we francuskich („N4”) i niemieckich („Konvoi”) reaktorach wodno-ciśnieniowych.