BEZPIECZEƒSTWO ELEKTROWNI J„DROWYCH DAWNIEJ I DZISIAJ

  • View
    215

  • Download
    0

Embed Size (px)

Text of BEZPIECZEƒSTWO ELEKTROWNI J„DROWYCH DAWNIEJ I DZISIAJ

  • 1

    BEZPIECZESTWO ELEKTROWNI JDROWYCH DAWNIEJ I DZISIAJ

    Andrzej Strupczewski Instytut Energii Atomowej POLATOM

    1. GENEZA ROZWOJU FILOZOFII BEZPIECZESTWA JDROWEGO

    Ju od pierwszych lat rozwoju energetyki jdrowej w USA i krajach Europy Zachodniej wymagania bezpieczestwa jdrowego uznawano za nadrzdne, waniejsze od wzgldw ekonomicznych, a caa technika reaktorowa ukierunkowana bya na osignicie jak najwikszego bezpieczestwa. Jako podstawowe zaoenie przyjto, e ryzyko zwizane z energetyk jdrow powinno by mniejsze ni ryzyko zwizane z innymi metodami wytwarzania energii elektrycznej. Odstpstwo od tej zasady zdarzyo si, gdy w Zwizku Radzieckim zbudowano elektrownie jdrowe typu RBMK, bazowane na reaktorach przeznaczonych do celw wojskowych i charakteryzujce si wrodzonymi dodatnimi sprzeniami zwrotnymi, prowadzcymi do wzrostu ich mocy w sytuacjach awaryjnych (czyli moc reaktora gwatownie rosa w sytuacji, kiedy zaczynao brakowa wody). Twrcy tych elektrowni przerzucili na operatora odpowiedzialno za ich bezpieczestwo, ale awaria w Czarnobylu udowodnia, e rozwizanie takie jest nie do przyjcia. Jedyn moliw drog dalszego rozwoju elektrowni jdrowych jest przyjcie zasad filozofii bezpieczestwa jdrowego, zapocztkowanej w USA przed 50 laty i stale doskonalonej w krajach zachodnich budujcych energetyk jdrow.

    Zasady bezpieczestwa dla elektrowni jdrowych w czci dotyczcej projektowania i budowy mona podsumowa nastpujco:

    Projekt ma zapewni, e instalacja jdrowa nadaje si do niezawodnej, staej i atwej eksploatacji, przy czym nadrzdnym celem jest zapobieganie wypadkom. Wcieleniem tej zasady jest regua wpajana wszystkim pracownikom, mwica e bezpieczestwo jest waniejsze ni produkcja (energii elektrycznej).

    W projekcie trzeba stosowa zasad gbokiej obrony (omwimy j w dalszej czci tekstu), z szeregiem poziomw obrony i z wielokrotnymi barierami zabezpieczajcymi przed uwalnianiem materiaw radioaktywnych. Trzeba te tak projektowa instalacj, by prawdopodobiestwo wystpienia uszkodze lub kombinacji uszkodze mogcych prowadzi do powanych konsekwencji byo bardzo mae.

    Rozwizania techniczne stosowane w projekcie winny by uprzednio sprawdzone w pracy innych obiektw lub poprzez dowiadczenia.

    Na wszystkich etapach projektowania i przygotowania eksploatacji trzeba uwzgldnia problemy wsppracy czowieka z maszyn i moliwo bdu czowieka.

    Projekt musi zapewni, e naraenie na promieniowanie personelu instalacji i moliwo uwolnienia materiaw radioaktywnych do otoczenia s tak mae jak jest to rozsdnie osigalne.

    Zanim waciciel elektrowni zoy wniosek o dopuszczenie do budowy instalacji, naley przeprowadzi pen analiz bezpieczestwa elektrowni i jej niezalen weryfikacj by upewni si, e projekt instalacji speni wymagania bezpieczestwa.

  • 2

    1.1. Obrona w gb

    Zdajc sobie spraw z zawodnoci czowieka i z moliwoci awarii urzdze, w energetyce jdrowej wprowadzono zasad obrony w gb, wedug ktrej naley projektowa elektrownie z duymi zapasami bezpieczestwa, wykonywa je z jak najlepszych materiaw i z zachowaniem najwyszej jakoci, wprowadza ukady zapobiegajce niebezpiecznym odchyleniom od nominalnych parametrw eksploatacyjnych, a w razie wystpienia takich odchyle zapewniajce powstrzymanie rozwoju awarii i bezpieczne wyczenie elektrowni. Obrona w gb obejmuje ogromny zesp rodkw i dziaa, ktrych ukoronowaniem jest zasada utrzymywania i rozwijania kultury bezpieczestwa, w ktrej na wszystkich szczeblach organizacji, od robotnika do prezesa zarzdu, zapewnienie bezpieczestwa uznaje si za spraw najwaniejsz, a kierownictwo elektrowni popiera wszelkie dziaania zmierzajce do podniesienia wiadomoci zagroe i koniecznoci zapewnienia bezpieczestwa..

    Zasad obrony w gb jest zapewnienie kompensacji moliwych awarii urzdze i bdw ludzkich. Przy tworzeniu systemu obrony w gb uznaje si, e nie mona w peni ufa adnemu pojedynczemu elementowi wynikajcemu z projektu, konserwacji lub eksploatacji elektrowni jdrowej. Obrona w gb zapewnia rezerwowanie ukadw z aktywnymi systemami bezpieczestwa, a jednoczenie tworzy system wielokrotnych barier zapobiegajcych rozprzestrzenianiu si produktw rozszczepienia.

    Obrona w gb obejmuje pi poziomw zabezpiecze, w skad ktrych wchodz kolejne bariery przeciwstawiajce si uwalnianiu produktw rozszczepienia do otoczenia. S to:

    Poziom pierwszy: Projekt z zapasami bezpieczestwa, waciwy dobr materiaw, zapewnienie jakoci, kultura bezpieczestwa.

    Poziom drugi: Kontrola odchyle od normalnej eksploatacji i wykrywanie uszkodze, zapewnienie rodkw do opanowania stanw awaryjnych w ramach awarii projektowych.

    Poziom trzeci: Systemy zabezpiecze ( wyczenia reaktora w razie awarii) i systemy bezpieczestwa takie jak ukad awaryjnego chodzenia rdzenia i obudowa bezpieczestwa.

    Poziom czwarty: Dziaania zmierzajce do opanowania awarii i minimalizacji jej skutkw, np. ochrona obudowy bezpieczestwa przed rozerwaniem w razie awarii poza projektowych.

    Poziom pity: Dziaania poza terenem elektrowni dla zmniejszenia naraenia ludnoci.

    Naturalne cechy bezpieczestwa EJ i ich ukady bezpieczestwa przeznaczone do powstrzymania rozwoju awarii s stale doskonalone i reaktory budowane w kolejnych dziesicioleciach byy coraz bezpieczniejsze. Obecnie duy nacisk kadzie si na takie projektowanie reaktorw, by miay one wbudowane cechy bezpieczestwa oparte na dziaaniu zjawisk naturalnych, takich jak sia cikoci czy prawa konwekcji naturalnej. Przykady takich rodkw bezpieczestwa przedstawione s poniej.

    1.2. Naturalne sprzenie zwrotne regulujce moc reaktora

    Projekt elektrowni jdrowej obejmuje szereg cech i ukadw opartych na wykorzystaniu praw natury, takich jak sia cikoci, ktre speniaj swe funkcje samorzutnie, bez doprowadzenia energii z zewntrz (tzw. ukady pasywne). Najwaniejsz z nich jest stabilno wewntrzna reaktorw chodzonych i moderowanych wod, dominujcych obecnie w energetyce jdrowej na caym wiecie. Stabilno t zawdziczamy temu, e powstajce po rozszczepieniu neutrony poruszaj si z ogromnymi prdkociami (neutrony prdkie), a do wydajnego rozszczepienia uranu potrzebne s neutrony poruszajce si powoli, tzw. neutrony termiczne (o czym wspomniaem nieco wczeniej, przy okazji omawiania reakcji rozszczepienia).

  • 3

    Do spowolnienia neutronw wykorzystujemy w tego typu reaktorach wod, ktra w technice reaktorowej nazywana jest moderatorem. Zderzajc si z jdrami wodoru neutrony prdkie trac sw energi kinetyczn i po wielu zderzeniach staj si neutronami termicznymi. Im wicej jest wody, tym szybciej neutrony spowalniaj si i staj si zdolne do wywoania rozszczepienia jder uranu. Jednake z drugiej strony pewna maa cz neutronw przy zderzeniu z wodorem ulega pochanianiu, wic wody w reaktorze nie moe by za duo.

    A

    B

    Uran woda

    Uran para wodnaReaktory PWR i WWER

    Rys. 1. Zmiany w spowalnianiu neutronw po czciowym odparowaniu wody w reaktorze PWR [1].

    Dlatego iloci wody i paliwa s starannie obliczane i dobierane tak, by przy normalnej temperaturze pracy zapewniay one najbardziej skuteczne spowalnianie neutronw i najwysz wydajno reakcji rozszczepienia. Gdy wskutek podgrzania wody lub jej odparowania ilo wody w rdzeniu zmaleje, neutrony bd gorzej spowalniane i zamiast uderza w jdra uranu, bd wydostaway si poza rdze ulegajc pochanianiu w otaczajcych go materiaach konstrukcyjnych, jak pokazano na rys. 1. Spowoduje to zmniejszenie liczby rozszczepie w rdzeniu i samorzutne wygaszenie reakcji acuchowej rozszczepienia. Jest to bardzo wana cecha zapewniajca stabilno pracy reaktorw PWR. Tej stabilnoci brakowao reaktorowi w Czarnobylu.

    1.3. Ukad wyczenia reaktora oparty na dziaaniu siy cienia

    Nastpnym elementem opartym na dziaaniu si przyrody jest ukad wyczania reaktora. Jego elementami wykonawczymi s prty pochaniajce neutrony.

    W czasie normalnej pracy reaktora wisz one nad rdzeniem i s utrzymywane w grnym pooeniu przez elektromagnesy, (rys. 2). Gdy tylko wystpi zanik zasilania elektrycznego, lub ukad zabezpiecze przekae sygna awarii, napicie w elektromagnesach zniknie i prty samoczynnie spadn do rdzenia pod dziaaniem siy cikoci, wyczajc reaktor.

  • 4

    - 220 V

    A B

    Rys. 2. Przykad wykorzystania si naturalnych ukad wyczenia awaryjnego reaktora [1].normalne pooenie prtw nad rdzeniem podczas pracy reaktora, B awaryjny zanik napicia na cewce elektromagnesu prty bezpieczestwa spadaj do rdzenia i gasz reakcj acuchow.

    1.4. Zalanie rdzenia wod chodzc w przypadku rozerwania obiegu pierwotnego

    W razie awarii rozerwania obiegu pierwotnego woda chodzca wypywa z rur obiegu i nie trafia do rdzenia reaktora, co powoduje jego osuszenie. Gdyby prty paliwowe pozostay bez chodzenia, temperatura paliwa wzrosaby i paliwo ulegoby stopieniu. Dlatego po wyczeniu reaktora pierwszym zadaniem ukadw bezpieczestwa jest wtrynicie do reaktora wody chodzcej tak, by rdze pozosta pod powierzchni wody.

    W obecnie pracujcych reaktorach standardowo znajduj si aktywne i pasywne (czyli bierne, nie wymagajce ingerencji czowieka i dziaajce samoczynnie bez zewntrznych rde zasilania) ukady awaryjnego chodzenia rdzenia (UACR).

    Przykad ukadu pasywnego z hydroakumulatorami pokazany jest na rys. 3.

  • 5

    Rdze

    P1

    P1

    Po

    Po

    Bierny Ukad Awaryjn ego Chodzenia Rdzenia, BUACR

    Spadek cinienia Po w rdzeniu ponie j P1 powoduje otworzenie zaworu zwrotnego i wypyw wodyz hydroakumulatora do rdzenia

    Rys. 3. Ukad zalewania rdzenia wykorzystujcy rnice cinienia [1].

    Dziaanie oparte na naturalnych prawach fizyki. Zbiorniki hydroakumulatorw pod cinieniem P1 s odcite od rdzenia zaworem zwrotnym, ktry jest zamknity tak dugo, jak dugo cinienie w obiegu pierwotnym Po jest wysze od cinienia P1. Gdy wskutek awarii cinienie w obiegu pierwotnym spadnie, zawory zwrotne otworz si i woda z hydroakumulatorw popynie do rdzenia. Zalanie rdzenia