Bezpieczeństwo elektrowni jądrowych dawniej i dzisiaj

II Szkoła Energetyki Jądrowej

3.11.2009 Warszawa

II Szkoła Energetyki Jądrowej

3.11.2009 Warszawa

BEZPIECZEŃSTWO ELEKTROWNI

JĄDROWYCH DAWNIEJ I DZISIAJ

Doc. dr inż. A. Strupczewski

Treść prezentacji

Treść prezentacji

Dawki przy normalnej eksploatacji



System barier chroniących przed uwolnieniami

Pasywne układy bezpieczeństwa



Zasady bezpieczeństwa w nowych EJ



Wczesne uwolnienia po awarii ”praktycznie wykluczone”

EPR – chwytacz stopionego rdzenia



AP 1000 – pasywne systemy chłodzenia



Osiągnięcia w eliminowaniu zagrożeń awaryjnych

Nowoczesne EJ – bezpieczne, niezawodne i tanie

Główne źródło zagrożenia – produkty

rozszczepienia w paliwie jądrowym

Główne źródło zagrożenia – produkty

rozszczepienia w paliwie jądrowym

Energia jądrowa daje energię – ale i radioaktywne produkty rozszczepienia.

Paliwo – to pastylki UO2, o średnicy 10 mm, tworzące pręty cylindryczne o wysokości 3-5 m i zamknięte w koszulki ze stopu

cyrkonu, odporne na temperatury do 1200 o_C.

Ciepło odbiera woda o temperaturze 300 - 340o_C

W temperaturach 300-400 oC produkty rozszczepienia pozostają w całości w paliwie.

Jak długo paliwo jest chłodzone skutecznie wodą – nie ma istotnego zagrożenia radiologicznego poza EJ.

Redukcja emisji z reaktorów PWR wg [UNSCEAR 2000] 530 430 220 81 27 ₁₃ 0 100 200 300 400 500 600 1970-1974 1975-1979 1980-1984 1985-1989 1990-1994 1995-1997 T B q /G W e. a 0 2 4 6 8 10 12 14 16 18 20 G B q /G W e. a

< Gazy szlachetne TBq/GWe.a > Jod 131 GBq/GWe.a

> Pyły radioaktywne GBq/GWe.a

Emisje z EJ: małe i wciąż zmniejszane

Skrócenie życia os-lat/TWh 141.5 165.5 46.1 9.24 9.5 69 12 0 20 40 60 80 100 120 140 160 180

WK, 1997 WB, 1997 Gaz Hydro Wiatr RBMK EJ z PWR, BWR o s o b o -l a t/ T W h

Wyniki studium UE: energia jądrowa należy

do najkorzystniejszych dla ludzi i przyrody

Wyniki studium UE: energia jądrowa należy

do najkorzystniejszych dla ludzi i przyrody

Studium ExternE, 93-2001. Kryterium - koszty zewnętrzne,

tj koszty płacone przez społeczeństwo (za stratę zdrowia,

przedwczesne zgony, zniszczenie środowiska)

 Koszty zewnętrzne oceniano dla wszystkich źródeł energii, dla całego

cyklu budowy, pracy, likwidacji ”od kolebki do grobu”

 Dominujący wpływ - skrócenie życia ludzi wskutek zachorowań

powodowanych przez emisje zanieczyszczeń do atmosfery

Zgodne wyniki wielu krajów UE wykazały że:



Najniższe koszty zewnętrzne powoduje energia wiatru,

energia jądrowa i hydroenergia

 Największe – spalanie węgla i ropy.

Trzy zasadnicze cele w dziedzinie bezpieczeństwa

jądrowego przyjęte przez MAEA

Trzy zasadnicze cele w dziedzinie bezpieczeństwa

jądrowego przyjęte przez MAEA

Cel ogólny: Chronić ludzi, społeczeństwo i środowisko przed szkodami przez

utworzenie i utrzymywanie w instalacjach jądrowych skutecznej obrony przeciw zagrożeniom radiologicznym.

Cel ochrony radiologicznej

Zapewnić, że we wszystkich stanach eksploatacyjnych narażenie radiacyjne

wewnątrz instalacji lub powodowane przez planowane uwolnienia materiałów radioaktywnych z instalacji utrzymywane jest poniżej wyznaczonych limitów i jest tak niskie, jak tylko jest to praktycznie rozsądne, oraz zapewnić ograniczanie (minimalizację) skutków radiologicznych wszelkich wypadków.

Cel bezpieczeństwa technicznego

Podjąć wszelkie praktycznie możliwe środki dla zapobiegania wypadkom w

instalacjach jądrowych i ograniczania ich następstw, jeśli jednak do awarii dojdzie; zapewnić z wysokim poziomem ufności, że dla wszystkich możliwych awarii branych pod uwagę w projekcie instalacji, łącznie z tymi o bardzo małym prawdopodobieństwie, wszelkie skutki radiologiczne będą niewielkie i poniżej określonych limitów, a także zapewnić, że prawdopodobieństwo awarii z poważnymi skutkami radiologicznymi jest krańcowo małe.

Wymagania wobec projektu EJ

Wymagania wobec projektu EJ

· Projekt ma zapewnić, że EJ nadaje się do niezawodnej, stałej i łatwej

eksploatacji, nadrzędnym celem jest zapobieganie wypadkom.

· W projekcie trzeba stosować zasadę głębokiej obrony, z szeregiem

poziomów obrony i z wielokrotnymi barierami zabezpieczającymi przed

uwalnianiem materiałów radioaktywnych. Prawdopodobieństwo

wystąpienia uszkodzeń lub kombinacji uszkodzeń mogących prowadzić do poważnych konsekwencji musi być bardzo małe.

· Rozwiązania techniczne uprzednio sprawdzone

· Trzeba uwzględniać problemy współpracy człowieka z maszyną i

możliwość błędu człowieka.

· Narażenie na promieniowanie personelu instalacji i możliwość

uwolnienia materiałów radioaktywnych są ALARA.

· Trzeba przeprowadzić pełną analizę bezpieczeństwa elektrowni i jej

niezależną weryfikację by upewnić się, że projekt instalacji spełni wymagania bezpieczeństwa.

Zasady głębokiej obrony przyjęte dla EJ (1)

Zasady głębokiej obrony przyjęte dla EJ (1)

 Poziom pierwszy: Projekt zapewniający duże zapasy bezpieczeństwa,

właściwy dobór materiałów, zapewnienie jakości w fazie projektowania, budowy i eksploatacji, kultura bezpieczeństwa, to jest uznanie przez wszystkich zainteresowanych, że bezpieczeństwo jądrowe jest sprawą nadrzędną, ważniejszą niż wytwarzanie energii elektrycznej.

 Poziom drugi: Kontrola odchyleń od normalnej eksploatacji i wykrywanie

uszkodzeń, zapewnienie środków do opanowania skutków uszkodzeń w układach EJ przez normalne systemy elektrowni, takie jak układ redukcji mocy i normalnego wyłączenia reaktora lub układ uzupełniania wody w obiegu pierwotnym. Automatyka regulująca parametry pracy EJ, instrukcje i procedury eksploatacyjne zapewniające prawidłowe działania operatora w przypadku odchyleń od stanu nominalnego.

 Poziom trzeci: Systemy zabezpieczeń (np. układ awaryjnego wyłączenia

reaktora) i systemy bezpieczeństwa takie jak układ awaryjnego chłodzenia rdzenia z automatyką zapewniającą ich samoczynne zadziałanie w razie awarii, bez potrzeby interwencji operatora. Obudowa bezpieczeństwa

chroniąca przed uwolnieniem substancji promieniotwórczych do otoczenia. Procedury postępowania operatora w razie awarii.

Zasady głębokiej obrony przyjęte dla EJ (2)

Zasady głębokiej obrony przyjęte dla EJ (2)

 Poziom czwarty: Układy i działania zmierzające do opanowania

awarii i minimalizacji jej skutków, a np. kontrolowane usuwanie gazów z wnętrza obudowy bezpieczeństwa przez układy filtrów, aby uchronić obudowę przed rozerwaniem wskutek nadmiernego ciśnienia gazów. Takie działanie może być podejmowane przez operatora w skrajnie nieprawdopodobnym przypadku całkowitego braku odbioru ciepła z obudowy bezpieczeństwa i ciągłego wzrostu temperatury i ciśnienia gazów nagromadzonych w niej po awarii. (awarie poza projektowe).

 Poziom piąty: Działania poza terenem elektrowni dla zmniejszenia

narażenia ludności, takie jak podanie pastylek jodu obojętnego, zalecenie pozostania w domach lub czasowe wstrzymanie wypasu bydła w razie skażenia pastwisk. W przypadku awarii czarnobylskiej doszło nawet do ewakuacji dużej liczby mieszkańców okolic elektrowni, ale awaria ta nie jest reprezentatywna dla elektrowni innych typów i nie mogłaby wystąpić w reaktorach wodnych jakie będziemy budować w Polsce

Zasady obrony w głąb

Zasady obrony w głąb

Poz.

1 Zapobieganie odchyleniom od normalnej eksploatacji i uszkodzeniom

Projektowe zapasy

bezpieczeństwa i wysoka jakość projektu i eksploatacji

2 Kontrola odchyleń od normalnej

eksploatacji detekcja uszkodzeń Układy sterowania, ograniczania i bezpieczeństwa

3 Kontrola awarii projektowych Inżynieryjne cechy i układy

bezpieczeństwa i procedury awaryjne

4 Ograniczania ciężkich awarii Uzupełniające układy

bezpieczeństwa i procedury dla ciężkich awarii

5 Ograniczanie następstw

radiologicznych dużych uwolnień produktów radioaktywnych

Działania awaryjne wokoło uszkodzonego obiektu

Przykłady wymagań jakie stawiamy układom

bezpieczeństwa

Przykłady wymagań jakie stawiamy układom

bezpieczeństwa

Przy analizach zakłada się, że oprócz rozpatrywanej awarii w

dowolnym układzie potrzebnym do jej opanowania może istnieć

pojedyncze uszkodzenie, o którym operator nie wie. Jeśli kilka

układów ma wspólne cechy, to mogą wystąpić w nich

jednocześnie uszkodzenia ze wspólnej przyczyny.



Wystąpienie tych dodatkowych uszkodzeń zakłada się w

najbardziej niekorzystnym dla EJ miejscu i czasie.



Od operatora wymaga się działania dopiero po 30 minutach od

chwili awarii.

Przy takich i innych niekorzystnych założeniach trzeba udowodnić, że

układy bezpieczeństwa i cechy bezpieczeństwa EJ zapewniają

opanowanie każdej awarii projektowej tak, by jej następstwa nie

przekroczyły poziomu uznanego za dopuszczalny.

Pożądane cechy bezpieczeństwa EJ

Pożądane cechy bezpieczeństwa EJ

Wymagane cechy układów bezpieczeństwa EJ, np.:



Działanie oparte na działaniu praw natury



Przyjmowanie pozycji bezpiecznej po uszkodzeniu (fail safe)



Rezerwowanie (3 lub 4 równoległe podsystemy, gdy 1 wystarcza)

Różnorodność (by jedno zjawisko nie spowodowało awarii ze

wspólnej przyczyny w kilku podsystemach)



Rozdzielenie podsystemów w przestrzeni lub barierami

Możliwość kontroli sprawności układu podczas pracy EJ

Udokumentowana odporność na warunki zewnętrzne

(temperatura, wilgotność, wstrząsy sejsmiczne itd.)



Ochrona przed pożarem, zalaniem, biciem innych rurociągów w

Najważniejsza cecha bezpieczeństwa EJ z

PWR - po awarii moc samoczynnie maleje

Najważniejsza cecha bezpieczeństwa EJ z

PWR - po awarii moc samoczynnie maleje

Woda w reaktorze PWR jest konieczna by spowolnić neutrony.

Ilość wody dobieramy bardzo starannie. Jeśli jest jej za dużo, to pochłania

neutrony, które powinny trafić jądra uranu i powodować rozszczepienie. Jeśli wody jest za mało, neutrony nie

zostaną spowolnione i uciekną poza reaktor - a więc nie spowodują

rozszczepień.

W razie awarii w reaktorze PWR woda grzeje się i odparowuje,

Jest jej wtedy mniej w rdzeniu- neutrony nie są spowalniane, uciekają, moc reaktora spada.

A

B

Uran woda

Uran para wodna Reaktory PWR i WWER

Naturalne cechy bezpieczeństwa EJ

np. wykorzystanie siły ciężkości

 Wykorzystanie sił przyrody by

uzyskać maksymalną niezawodność układów bezpieczeństwa

 Podczas normalnej pracy pręty

bezpieczeństwa wiszą nad rdzeniem, utrzymywane w górze przez

elektromagnesy.

 W razie awarii, lub utraty zasilania

elektrycznego, pole magnetyczne znika i pręty spadają do rdzenia pod wpływem siły ciężkości.

 W reaktorach wodnych spadek pręta

bezpieczeństwa zawsze obniża moc

 W Czarnobylu wprowadzanie prętów

bezpieczeństwa powodowało

dodatkowy przejściowy wzrost mocy - 220 V

Różnorodne sygnały stosowane do awaryjnego wyłączenia reaktora.

Jeśli dwa z trzech czujników temperatury wykażą przekroczenie progu, reaktor zostanie wyłączony. Aby jednak zapewnić różnorodność, podobny układ sygnałów działa w oparciu o pomiar ciśnienia.

1 1 2 2 3 3 2 2 z z 3 3 1z 2 T_max T_max T_max T₂ T₁ T₃ p₁ p₂ p₃ p₀ p₀ p₀ AZ

Różnorodność zasad działania systemów

bezpieczeństwa

Zasada różnorodności – przykład AUWZ

Zasada różnorodności – przykład AUWZ

Elektr

Elektr

Turb

Turb

Zastosowanie zasady różnorodności do napędu pomp Awaryjnego Układu Wody Zasilającej. Dwie pompy napędzane są silnikami

elektrycznymi, a dwie turbinami parowymi. W razie utraty zasilania

elektrycznego, turbiny będą napędzały pompy tak długo jak długo w reaktorze wytwarzana będzie para, a więc jak długo będzie potrzebna woda chłodząca.

P

R WP

Wykorzystanie praw fizyki dla zapewnienia bezpieczeństwa reaktora.

Woda podgrzana w rdzeniu (R) oddaje ciepło w wytwornicy pary (WP). Dzięki różnicy poziomów WP i rdzenia reaktora konwekcja naturalna wystarcza do odbioru mocy

powyłączeniowej bez potrzeby uruchomienia pompy (P).

Zjawisko

naturalne:

Póki rdzeń jest chłodzony, póty reaktor jest bezpieczny. Dlatego robimy wszystko, by rdzeń zawsze

był zalany wodą, nawet po rozerwaniu obiegu pierwotnego. Przykład wykorzystania różnicy ciśnień do zalania rdzenia wodą w przypadku awarii utraty chłodziwa.

Zawór zwrotny otwiera się samoczynnie, gdy ciśnienie w reaktorze spadnie poniżej ciśnienia

w hydro-akumulatorze.

Rdzeń

Bierny Układ Awaryjnego

Chłodzenia Rdzenia BUACR.

Spadek cisnienia Po w reaktorze ponizej P1 powoduje otworzenie zaworu zwrotnego i wyplyw wody z hydroakumulatora do rdzenia P1 P1 Po Po

Zjawisko naturalne:

różnica ciśnień

powoduje przepływ

1 2 3 4 5 6 7 1 2 3 4 5 6 7 ₁ 2 3 4 5 6 7 A B 8

Obrona przed pojedynczym uszkodzeniem

3 niezależne układy, choć 1 wystarcza do skutecznego chłodzenia

Ilustracja rezerwowania z nadmiarem układów bezpieczeństwa, pokazana na przykładzie aktywnego układu awaryjnego chłodzenia rdzenia (UACR).

A - obszar wewnątrz obudowy bezp, B – obszar poza obudową bezp, 1-zbiornik UACR, 2 - pompa niskociśn. UACR, 3 – zawór zwrotny, 4 - miska ściekowa, 5- wymiennik ciepła, 6 - zbiornik UACR o wysokim stężeniu kwasu borowego, 7 – pompa wysokociśn. UACR, 8 – ściana obudowy bezpieczeństwa.

Rozdzielenie przestrzenne, odporność na

pożar i zalanie wodą

Rozdzielenie przestrzenne, odporność na

pożar i zalanie wodą

Rozdzielenie przestrzenne Układy bezpieczeństwa są rozdzielone

przestrzennie, tak by np. pożar nie spowodował jednoczesnej utraty dwóch lub więcej podsystemów. W nowoczesnych EJ każdy z czterech

podsystemów układów bezpieczeństwa znajduje się w innej części budynku reaktora, oddzielonej przestrzennie od pozostałych.

Kable sterowania i kable energetyczne układów bezpieczeństwa prowadzone są oddzielnie od kabli układów nie spełniających funkcji bezpieczeństwa, a

ponadto kable sterowania są umieszczone w kanałach oddzielonych od kanałów kabli energetycznych,

Odporność na pożar, zalanie wodą, wstrząsy sejsmiczne. warunki otoczenia

 Szczególne zagrożenie stanowią pożary, mogące spowodować utratę wielu

elementów bezpieczeństwa znajdujących się w zasięgu ognia.

 Analizy możliwości pożaru w pomieszczeniach, zabezpieczenia wykluczające

lub zmniejszające możliwość pożaru, takie jak np. zastąpienie smarowania łożysk pomp olejem przez smarowanie wodą.

 Gdy ogień jest jednak możliwy, analizuje się jego zasięg i czas trwania i

Układ barier w EJ:

1. Pastylki paliwowe,

2. Koszulka cyrkonowa,

3. Zbiornik reaktora,

4. Obudowa

bezpieczeństwa

Układ wielu barier - bezpieczeństwo zachowane

w razie utraty dwóch, a nawet trzech z nich.

Awaria ze stopieniem rdzenia zdarzyła się w reaktorze PWR w TMI (USA).

Utracono bariery 1 i 2, ale zbiornik reaktora (bariera 3) – i obudowa

bezpieczeństwa (bariera 4) pozostały szczelne

Kate-goria proje-ktowa Definicja Częstość zdarzeń począt-kowych

Kryteria akceptowalności i dawki dla osób z grupy krytycznej ludności np. w Belgii

Parametry elektrowni jądrowej Dawka mSv

1 Normalna

eksploatacja

W granicach normalnej eksploatacji zgodnie ze specyfikacją techniczną

0,13

2 Zakłócenia 1 na rok do 1 na sto lat

Parametry procesu w granicach odpowiednich kryteriów akceptowalności

0,5 3 Awarie, mała częstość 1 na sto do 10000 lat

Ograniczone uszkodzenia paliwa. Może być konieczne wyłączenie EJ dla inspekcji 5 4 Awarie, b. mała częstość Poniżej 1 na 10 000 lat

Utrzymanie geometrii rdzenia pozwalającej na skuteczne chłodzenie, Ponowne uruchomienie EJ może być niemożliwe. 20 - Awarie poza projektowe Poniżej 1 na 100 000 lat

Dawniej pomijane w analizach. Obecnie wymaga się ograniczenia ich częstości i skutków radiologicznych, przepisy różne w różnych krajach.

Kryteria akceptowalności uwolnień

radioaktywnych z EJ

Wymagania EUR: maksymalny udział biernych

układów w systemie bezpieczeństwa EJ

Wymagania EUR: maksymalny udział biernych

układów w systemie bezpieczeństwa EJ

Aby reaktor był bezpieczny wystarczy niezawodnie

 WYŁĄCZAĆ REAKTOR W RAZIE AWARII I

 UTRZYMAĆ RDZEŃ ZALANY WODĄ.

EUR wymaga by bezpieczeństwo oparte było na zjawiskach naturalnych: siła ciążenia, ciśnienie hydrostatyczne, konwekcja naturalna.

 Układy bezpieczeństwa poczwórne, w osobnych budynkach,

zabezpieczone przed trzęsieniem ziemi, uderzeniem samolotu itd.

 System wielu barier chroni przed uwolnieniem radioaktywności

 Potężna obudowa bezpieczeństwa wytrzymuje awarie w EJ i chroni

przed atakiem z zewnątrz.

 Wszystkie elementy układów bezpieczeństwa są sprawdzone na

EJ zbudowana zgodnie z wymaganiami EUR

nie stwarza zagrożenia nawet po awarii

EJ zbudowana zgodnie z wymaganiami EUR

nie stwarza zagrożenia nawet po awarii

Po awariach uwzględnionych w projekcie (aż do rozerwania obiegu

pierwotnego) nie potrzeba żadnych działań dalej niż 800 m od EJ

Nawet po hipotetycznych ciężkich awariach nie ma

zagrożenia dla ludności poza strefą wyłączenia EJ:



Nie potrzeba wczesnych działań ochronnych po awarii dalej niż

800 m od EJ (granica strefy wyłączenie wokoło EJ)



Nie potrzeba działań średnio terminowych dalej niż 3 km od EJ



Nie potrzeba działań długoterminowych ( ewakuacja, ograniczenie

spożycia płodów rolnych) dalej niż 800 m od EJ



Skutki ekonomiczne ograniczone

Takie bezpieczeństwo zapewniają EJ z EPR budowane w

Finlandii i we Francji, lub AP 1000 i ABWR (USA)

Jak zabezpiecza się EJ przed uwolnieniami

radioaktywności przy ciężkich awariach?

Jak zabezpiecza się EJ przed uwolnieniami

radioaktywności przy ciężkich awariach?

Przy rozpatrywaniu ciężkiej awarii przyjmuje się jako założenie,

że wskutek nieprzewidzianych uszkodzeń układów

bezpieczeństwa (gdybyśmy mogli je przewidzieć, to byśmy się

przed nimi zabezpieczyli!) oraz błędów ludzkich doszło do

uszkodzenia i stopienia rdzenia.



Cel działań: ograniczenie rozprzestrzeniania produktów

rozszczepienia, po pierwsze przez obronę zbiornika reaktora

przed przetopieniem, a po drugie - przez obronę szczelności

obudowy bezpieczeństwa



strategia obrony: w pierwszym etapie zmierza do jak

najszybszego obniżenia ciśnienia wewnątrz zbiornika by

umożliwić zalanie rdzenia wodą z różnych źródeł o niskim

ciśnieniu i zmniejszyć groźby w razie przetopienia zbiornika

Co może spowodować zniszczenie obudowy

bezpieczeństwa?

Co może spowodować zniszczenie obudowy

bezpieczeństwa?

Wczesne zagrożenia przy poważnej awarii:



Obejście obudowy w razie rozerwania obiegu pierwotnego w

wytwornicy pary i awarii zaworów nadmiarowych po stronie wtórnej



Rozerwanie zbiornika reaktora pod wysokim ciśnieniem, które

powoduje gwałtowny wzrost ciśnienia i temperatury



Zapłon i wybuch wodoru wydzielonego z rdzenia

Zagrożenia długoterminowe



Brak możliwości odbioru ciepła z obudowy powoduje powolny

wzrost ciśnienia w obudowie



Przetopienie płyty fundamentowej reaktora (mniej groźne dzięki

Małe ryzyko awarii jądrowej

Małe ryzyko awarii jądrowej

W całej historii reaktorów energetycznych poza Czarnobylem nikt nie stracił życia ani zdrowia wskutek awarii jądrowej w elektrowni jądrowej

Reaktory RBMK jakie pracowały w Czarnobylu były zasadniczo inne niż wszystkie inne reaktory energetyczne:

 Konstrukcja RBMK oparta była o rozwiązania reaktorów wojskowych do

produkcji Pu

 Przy małych mocach, po awarii moc ich rosła zamiast maleć  Nie miały obudowy bezpieczeństwa

 Były eksploatowane wbrew zasadom bezpieczeństwa

European Utility Requirements (EUR) – określają wymagany poziom bezpieczeństwa, są przyjęte przez przemysł jądrowy

Zasadnicza różnica między reaktorami PWR,

BWR, WWER – a reaktorem w Czarnobylu

Reaktor wodny- przy grzaniu wody moc maleje

A

B

Uranium Water

Uranium Water steam

Reactors PWR and WWER

Uranium Water Graphite

Uranium Steam Graphite

A

B

Reactor RBMK (Chernobyl) Reaktor w Czarnobylu-przy grzaniu moc rośnie

Dalsze wady RBMK w zakresie

bezpieczeństwa

Dalsze wady RBMK w zakresie

bezpieczeństwa



Brak obudowy bezpieczeństwa – kontrast z USA i

wymaganiami na Zachodzie



Radzieckie przepisy: obudowa bezpieczeństwa wymagana

„chyba że konstruktor udowodni że nie jest ona potrzebna…”



W Czarnobylu częściowy układ lokalizacji awarii – nie

obejmował rdzenia i górnej części obiegu pierwotnego



System wystarczał do lokalizacji przecieków - nie do

opanowania skutków dużej awarii



Układ Awaryjnego Chłodzenia Rdzenia wystarczał do

Hala

przeładowcza-rdzeń dostępny z góry

Hala

przeładowcza-rdzeń dostępny z góry

 Maszyna przeładowcza

przesuwająca się w hali nad reaktorem może korek nad elementem paliwowym

podnieść, paliwo wymienić i korek ponownie załadować na miejsce.

 Hala, w której przesuwa się

maszyna przeładowcza, jest normalnie dostępna podczas pracy reaktora.

 Rdzeń nie jest otoczony

systemem barier jak w reaktorach PWR .

Błąd konstrukcyjny w reaktorze RBMK

Błąd konstrukcyjny w reaktorze RBMK

 Skutki wprowadzania pręta

bezpieczeństwa do rdzenia reaktora RBMK.

Wprowadzanie przedłużacza grafitowego powoduje wzrost mocy w dolnej części rdzenia, a spadek mocy w części górnej (znaki + i – w kolumnie „c”) .

 Ale w chwili awarii rozkład

mocy w rdzeniu był

przekoszony – moc generowała się głównie w dolnej części.

 Wprowadzanie kilkudziesięciu

prętów na raz spowodowało gwałtowny wzrost mocy, który nałożył się na wzrost mocy powodowany utratą wody

+

Inne braki w zakresie bezpieczeństwa

Inne braki w zakresie bezpieczeństwa

Po awarii projektanci twierdzili że nie wolno było pracować z

reaktorem z dużą liczbą prętów bezpieczeństwa poza rdzeniem



Operatorzy nie wiedzieli o zagrożeniu – bo nie opisano go w

raporcie bezpieczeństwa



Dozór jądrowy pozwolił na to zaniedbanie – byłoby ono nie do

przyjęcia na Zachodzie.



Sygnały zabezpieczeń w Czarnobylu można było odłączyć – i

operatorzy to zrobili



Mało wody – a dużo rozżarzonego grafitu…



Skutek: po awarii jod nie jest zatrzymywany przez wodę

Grafit w reakcji z tlenem płonie…

Brak kultury bezpieczeństwa

Brak kultury bezpieczeństwa

Sprawy bezpieczeństwa winny być ważniejsze od produkcji energii

Za bezpieczeństwo EJ winien odpowiadać jej dyrektor

Analizy bezpieczeństwa winny obejmować wszystkie możliwe

awarie

Dozór jądrowy winien być silny i mieć uprawnienia.

W Czarnobylu żaden z tych warunków nie był spełniony.

Zaplanowanie doświadczenia – potencjalnie niebezpiecznego –

bez udziału fachowców w zakresie bezpieczeństwa.

Pogwałcenie zasad w toku eksperymentu (odłączony UACR, długa

praca na małej mocy spowodowała niestabilność, odłączenie

układów bezpieczeństwa).

Przebieg awarii

Przebieg awarii

 Cel eksperymentu: Pokazać, że w razie wyłączenia reaktora energia

kinetyczna obracającego się wirnika turbiny wystarczy do zasilania pomp chłodzenia reaktora.

 Doświadczenie uznano za problem elektryczny, nie reaktorowy.

 25 kwietnia rano zmniejszono moc z 3000 do 1500 MW, odłączono

UACR, ale dyspozytor nie pozwolił na eksperyment, bo moc była potrzebna w sieci.

 Przy pracy na malej mocy reaktor ulega zatruciu – trzeba wyciągać z

rdzenia pręty regulacyjne by utrzymać go w stanie krytycznym. W miarę upływu czasu sytuacja pogarszała się, reaktor stał się

niestabilny.

 Operatorzy wyłączyli układ zabezpieczeń, by umożliwić powtórzenie

eksperymentu

Awaria!

Awaria!

 O 1.22 operator zmniejszył dopływ wody zasilającej walczaki

 1.23.04 operator odcina dopływ pary do turbiny

 Przepływ wody przez rdzeń maleje, bo 4 z 8 pomp są napędzane

przez tę turbinę.

 Reaktor w stanie niestabilnym. Moc neutronowa rośnie.

 1.23.20 operator naciska przycisk zrzutu prętów bezpieczeństwa.

Skutek odwrotny – moc rośnie.

 Przepalenie paliwa, odparowanie uranu, reakcja wody z cyrkonem

 Zr + 2 H₂O = ZrO2 + 2H2 + ciepło.

 Rozerwanie rur ciśnieniowych, potem (1.23.48) wybuch wodoru

Moc reaktora samoczynnie wzrosła 1000

razy!

Moc reaktora samoczynnie wzrosła 1000

razy!

7 Jakie byłyby konsekwencje podobnych błędów

operatorów w reaktorze PWR?

7 Jakie byłyby konsekwencje podobnych błędów

operatorów w reaktorze PWR?

1. Obniżenie liczby prętów bezpieczeństwa w rdzeniu reaktora

poniżej wartości dopuszczalnej

2. Obniżenie mocy poniżej wartości zaplanowanej.

3. Włączenie dodatkowych pomp w pierwotnym obiegu chłodzenia.

4. Wyłączenie awaryjnego układu chłodzenia rdzenia

5. Wyłączenie sygnałów powodujących awaryjne wyłączenie

reaktora

6. Błąd konstrukcyjny w układzie prętów bezpieczeństwa

7. Najważniejsze: zdolność RBMK do samoczynnego zwiększania

swej mocy w warunkach awaryjnych.

Porównanie cech reaktora RBMK w Czarnobylu i

reaktorów PWR budowanych w krajach OECD

Potencjalne zagrożenie- wyciek przez WP z

pominięciem obudowy bezpieczeństwa

Potencjalne zagrożenie- wyciek przez WP z

pominięciem obudowy bezpieczeństwa

Przeciek przez kolektory I obiegu w WP zdarzył się w WWER

440, EJ Rowno – awarię wyeliminowano zamykając zawory

odcinające w I obiegu.

Obecnie stosuje się szereg zabezpieczeń



Zmniejszenie możliwego przecieku (zmiany geometrii WP)

Kontrola stanu rur I obiegu w WP



Wymiana zaworów nadmiarowych na takie, które zamykają się

niezawodnie nawet przy przepływie mieszaniny parowo wodnej



Wtrysk zimnej wody do S.C. Inne metody by zapewnić

Kontrolowane obniżanie ciśnienia po stronie pierwotnej

Obrona przed uwolnieniami przez

wytwornice pary i zawory po stronie wtórnej

Obrona przed uwolnieniami przez

wytwornice pary i zawory po stronie wtórnej

Usuwanie pary i doprowadzanie wody do

obiegu pierwotnego – feed and bleed

Usuwanie pary i doprowadzanie wody do

obiegu pierwotnego – feed and bleed

W razie poważnej awarii np.. Z całkowitą utratą zasilania elektrycznego ze wszystkich źródeł obniżamy ciśnienie Gdy jest ono niskie, nożna zalać

rdzeń z BUACR, lub NC UACR Jeśli nawet w braku wody zbiornik reaktora ulegnie przetopieniu, rdzeń wypłynie na dno komory reaktora.

Aby móc obniżać ciśnienie w I obiegu zawory nadmiarowe wymieniono na takie, które mogą pracować z mieszaniną parowo-wodną lub przy

Obrona przed wybuchem wodoru

(Zr + 2 H2O = ZrO2 + 2 H2 + energia cieplna)

Obrona przed wybuchem wodoru

(Zr + 2 H2O = ZrO2 + 2 H2 + energia cieplna)

 Wodór- wydzielany wskutek

reakcji cyrkon- para wodna.

 Od 1988 r. zalecenie RSK by

instalować pasywne

rekombinatory autokatalityczne

 Działają przy stężeniach

powyżej 2%, a próg zagrożenia wybuchem to około 10%

 Zainstalowane we wszystkich

EJ w OECD, stopniowo w EJ w dawnym ZSRR przy pomocy UE.

 Przejściową ochronę zapewnia

też para wodna - póki nie ulegnie skropleniu.

 Ważne by operator działał

Doświadczalnie ustalona szybkość rekombinacji

wodoru przez PAR, 1 bar, bez pary wodnej, 2 bary, 50% pary wodnej

Przykład ochrony przed wybuchem wodoru po

LOCA w EJ z PWR w dużej suchej ob. bezp.

0.0 0.1 0.2 0.3 0.4 0.5 0.6 0 10 20 30 40 50 60 Czas, godz F rak cj a ob j. Frakcja pary Frakcja H2 Frakcja O₂ para wodna/ 55 % H₂/ 10 % O₂/ 5 % Próg parowy Za mało H₂ Za mało O₂

Chłodzenie stopionego rdzenia i obudowy bezpieczeństwa

EPR. Faza długoterminowa

spray nozzles x _x x x FL flow limiter CHRS

water level in case of water

injection into spreading compartment

(2x)

passive

spreading compartment

melt flooding via cooling device and lateral gap

in-containment refueling water storage tank

flooding device Wymiennik ciepła w

recyrkulacji zewnętrzej

Wtrysk wody do chwytacza rdzenia

Układ zraszania obudowy

Dwa rezerwowe podsystemy ze specjalnym ujściem ciepła

Elementy systemu położone poza obudową bezpieczeństwa znajdują się w szczelnych pomieszczeniach osłonowych

Chwytacz stopionego rdzenia w EPR

Chwytacz stopionego rdzenia w EPR

Ø Chwytacz rdzenia chroni

dno obudowy przed

przepaleniem. Zapewnia stabilizację stopionego rdzenia bez dodatkowych działań.

Obszar rozpływu stopionego rdzenia jest suchy w chwili wypływu rdzenia ze zbiornika. Pod wpływem siły ciężkości stopiony rdzeń wypływa ze zbiornika, przepala zawory i rozpływa się w chwytaczu rdzenia. Dzięki malej

szybkości wypływu nie dochodzi do eksplozji gazowej.

Elektrownia jądrowa z reaktorem EPR

Elektrownia jądrowa z reaktorem EPR

Układ chwytacza

stopionego rdzenia w EJ z EPR.

1) rdzeń reaktora, 2) zbiornik ciśnieniowy reaktora, 3) pokrywa przetapiana przez rdzeń, 4) dno tunelu przelewowego, 5) beton fundamentów obudowy bezpieczeństwa, 6) tunel przelewowy, 7) materiał ogniotrwały ZrO₂, 8) chłodzenie wodne chwytacza, 9) warstwa powierzchniowa przeznaczona na wytopienie, 10) chwytacz rdzenia - basen dla stopionego rdzenia.

1- Budynek reaktora, 2. budynek paliwa, 3. 2 z 4 budynków układów bezp. 4. sterownia są chronione przez 5. powłokę zewn. z betonu zbrojonego wytrzymującą uderzenie samolotu wojskowego lub pasażerskiego. Pozostałe dwa budynki układów bezpieczeństwa i budynki generatorów diesla są rozmieszczone na przeciwnych rogach EJ.

Ochrona EPR przed uderzeniem samolotu

Obudowa bezpieczeństwa EPR – podwójna,

potężna – wytrzymuje uderzenie samolotu

Obudowa bezpieczeństwa EPR – podwójna,

potężna – wytrzymuje uderzenie samolotu

 Obudowa bezpieczeństwa reaktora EPR wytrzymuje uderzenie największego samolotu pasażerskiego lub samolotu wojskowego.  Podobne wymagania spełniają inne

Reaktor AP 1000 – z pasywnymi układami

bezpieczeństwa

Reaktor AP 1000 – z pasywnymi układami

bezpieczeństwa

 Rozwiązanie amerykańskiego reaktora AP1000 opiera się na

zastosowaniu zjawisk naturalnych, jak siła ciężkości, przepływ w

obiegu konwekcji naturalnej, ciśnienie sprężonych gazów i konwekcja naturalna. Układy bezpieczeństwa działają na zasadzie pasywnej, zapewniając odbiór ciepła od rdzenia i chłodzenie obudowy

bezpieczeństwa przez długi czas bez zasilania prądem zmiennym i nie wymagają działania operatora przez 3 doby.

 Nie ma w nich elementów czynnych (jak pompy, wentylatory lub

generatory z silnikami Diesla), a działanie tych systemów nie wymaga systemów pomocniczych zakwalifikowanych do systemów

bezpieczeństwa (takich jak zasilanie prądem zmiennym, chłodzenie elementów systemów bezpieczeństwa, odpowiedzialna woda

techniczna, wentylacja i klimatyzacja).

 Pasywne systemy bezpieczeństwa obejmują układ pasywnego

wtrysku chłodziwa do reaktora, pasywny układ odbioru ciepła powyłączeniowego i pasywny układ chłodzenia obudowy

W razie ciężkiej awarii – gdyby wszystkie

sposoby chłodzenia rdzenia miały zawieść

W razie ciężkiej awarii – gdyby wszystkie

sposoby chłodzenia rdzenia miały zawieść

W AP 1000 system

zalewania wodą studni reaktora. Układ sprawdzony w EJ Loviisa – wystarcza do odebrania ciepła ze zbiornika reaktora AP 1000

Woda chłodzi zbiornik od zewnątrz – nawet po stopieniu rdzenia zbiornik pozostaje

szczelny, a obudowie nic nie grozi.

Obudowa

bezpieczeństwa

reaktora AP1000

Powłoka stalowa 4,45 cm, maks ciśnienie proj. 5,1 bar Sciana betonowa- osłona przed promieniowaniem. Rdzeń reaktora pozostaje zawsze pod wodą, zbiornik zalany wodą od zewnątrz jest chroniony przed

przegrzaniem

Obudowa zabezpiecza przed uwolnieniami na zewnątrz.

Zbiorniki wody wewnątrz obudowy zapewniają

zalanie zbiornika reaktora i chłodzenie go od zewnątrz

0.0001 0.00005 0.00001 0.0000003 0 0.00001 0.00002 0.00003 0.00004 0.00005 0.00006 0.00007 0.00008 0.00009 0.0001 1/ reak to ro-r o k Wym agania dozoru jądrow ego USA

Obecne EJ Wym agania energetyki jądrow ej

Wskaźnik dla AP 1000 Częstość ciężkich aw arii w EJ

Częstotliwość ciężkich awarii z uszkodzeniem rdzenia

w USA i w AP 1000

Wczesne zgony powodowane przez ciężkie

awarie w energetyce

0

0.5

1

1.5

2

2.5

zg

o

n

y

/

G

w

e

-r

o

k

Wczesne zgony powodowane przez ciężkie

awarie w energetyce

0

0.5

1

1.5

2

2.5

zg

o

n

y

/

G

w

e

-r

o

k

Nadzór nad bezpieczeństwem EJ – Urząd

Dozoru Jądrowego

Nadzór nad bezpieczeństwem EJ – Urząd

Dozoru Jądrowego



Urząd analogiczny do Dozoru Technicznego (w Polsce)

Dozór Jądrowy – w pełni niezależny,

• Wydaje zalecenia obowiązujące dla EJ

• Wydaje licencje na lokalizację, budowę, eksploatację EJ

• Rozpatruje Raport Bezpieczeństwa i zatwierdza go (2-4 lata) • Nadzoruje szkolenie pracowników i wydaje im licencje

• Nakłada kary i może zakazać dalszej eksploatacji elektrowni



Raport Bezpieczeństwa: wiele tomów dokumentacji i analiz,

obejmuje wszystkie ważne dla bezpieczeństwa informacje o EJ

i jej systemach, zawiera wyniki analiz wszystkich projektowych

stanów awaryjnych.

Podsumowanie

Podsumowanie

W analizach ciężkich awarii analizuje się wszystkie, nawet pozornie najbardziej nieprawdopodobne kombinacje uszkodzeń i błędów człowieka, a przede wszystkim możliwości uszkodzeń wielu elementów z powodu wspólnej przyczyny.

W konsekwencji dochodzimy do scenariuszy ze stopieniem rdzenia i towarzyszącymi mu poważnymi następstwami. Stopienie rdzenia nie oznacza jednak wydzielenia produktów rozszczepienia poza

elektrownię.

Tajemnica sukcesu - skuteczność obudowy bezpieczeństwa

Przepisy UDJ: częstotliwość dużych uwolnień z obudowy winna być co najmniej 10 razy mniejsza niż częstotliwość stopienia rdzenia.

Nowoczesne EJ dysponują już układami zapewniającymi, że nawet po ciężkiej awarii produkty rozszczepienia pozostaną wewnątrz obudowy. Nowe EJ: skutki awarii praktycznie nie wykraczają poza teren EJ.