Download ppt - Bezpieczeństwo energetyki jądrowej

Bezpieczeństwo energetyki Bezpieczeństwo energetyki jądrowejjądrowej

Kurs podstaw energetyki jądrowejKurs podstaw energetyki jądrowejdla nauczycieli przedmiotów przyrodniczychdla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych

szkół ponadpodstawowychszkół ponadpodstawowych

mgr inż. Władysław Kiełbasamgr inż. Władysław Kiełbasa

PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli

Źródło potencjalnego zagrożeniaŹródło potencjalnego zagrożenia – substancje – substancje promieniotwórcze w rdzeniu i chłodziwie reaktorapromieniotwórcze w rdzeniu i chłodziwie reaktora

Typowe wielkości aktywności radionuklidów w PWR 1000 MWeTypowe wielkości aktywności radionuklidów w PWR 1000 MWe::• Rdzeń:Rdzeń: 3,73,7··101020 20 BqBq (10 (101010 Ci), >200 nuklidów Ci), >200 nuklidów produkty rozszczepienia (głównie) + transuranowce produkty rozszczepienia (głównie) + transuranowce

– w szczelinie pod koszulką el. paliwowego: w szczelinie pod koszulką el. paliwowego: ~~1% całości1% całości Kr, Xe, J, Br, Cs, Rb, Sr, Ba, Te, Se Kr, Xe, J, Br, Cs, Rb, Sr, Ba, Te, Se• Woda obiegu pierwotnego:Woda obiegu pierwotnego: 1,11,1··101015 15 BqBq ( (~ ~ 33··101044 Ci) Ci) gazowe i lotne produkty rozszczepienia gazowe i lotne produkty rozszczepienia

(Kr, Xe, J) + produkty aktywacji: wody, produktów korozji i chemikaliów (w tym tryt – z H(Kr, Xe, J) + produkty aktywacji: wody, produktów korozji i chemikaliów (w tym tryt – z H 33BOBO33) ) 33··1010-4-4%% Uwolnienie do atmosfery już Uwolnienie do atmosfery już 3,73,7··101013 13 Bq (10Bq (1033 Ci) – przy niekorzystnych warunkach atmosferycznych – Ci) – przy niekorzystnych warunkach atmosferycznych –

może spowodować otrzymanie w odległości 1 km od EJ max dawek dopuszczalnychmoże spowodować otrzymanie w odległości 1 km od EJ max dawek dopuszczalnych


Podstawowe zasady i środki zapewnienia Podstawowe zasady i środki zapewnienia bezpieczeństwa energetyki jądrowejbezpieczeństwa energetyki jądrowej

Strategia „obrony w głąb”Strategia „obrony w głąb” Kilka kolejnych poziomów obronyKilka kolejnych poziomów obrony (bezpieczeństwa) (bezpieczeństwa) → jeśli zawiedzie jeden → jeśli zawiedzie jeden

mamy następnymamy następny W szczególności → W szczególności → układ kolejnych barier ochronnychukład kolejnych barier ochronnych

Rygorystyczne wymagania dla projektu i wyposażenia EJRygorystyczne wymagania dla projektu i wyposażenia EJ Stabilność i samoregulacja reaktoraStabilność i samoregulacja reaktora Reguły projektowania dla zapewnienia niezawodnościReguły projektowania dla zapewnienia niezawodności elementów elementów

składowych EJ ważnych dla bezpieczeństwaskładowych EJ ważnych dla bezpieczeństwa

Zapewnienie jakościZapewnienie jakości → na wszystkich etapach→ na wszystkich etapach: projektowania, : projektowania, produkcji urządzeń, budowy, rozruchu, eksploatacji i likwidacjiprodukcji urządzeń, budowy, rozruchu, eksploatacji i likwidacji

Rygorystyczny system nadzoru państwowegoRygorystyczny system nadzoru państwowego Kryteria i wymagania bezpieczeństwaKryteria i wymagania bezpieczeństwa → przepisy normatywne - obligatoryjne → przepisy normatywne - obligatoryjne

(ustawy, rozporządzenia RM), wytyczne dozorowe, (specjalne) normy (ustawy, rozporządzenia RM), wytyczne dozorowe, (specjalne) normy technicznetechniczne

Nadzór dozorowyNadzór dozorowy (Dozór Jądrowy – PAA, UDT) → zezwolenia; certyfikacja (Dozór Jądrowy – PAA, UDT) → zezwolenia; certyfikacja przedsiębiorstw, procesów i osób; odbiory i inspekcjeprzedsiębiorstw, procesów i osób; odbiory i inspekcje


Strategia „obrony w głąb” – nie polegamy na żadnym pojedynczym zabezpieczeniu (kilka linii obrony)

Podobnie jak w średniowiecznym zamku…

5 linia - mur4 linia - fosa

3 linia - pułapki2 linia - fosa

1 linia - rów


Strategia „obrony w głąb”Strategia „obrony w głąb”

• Poziom I: Poziom I: jakość jakość zapobieganie odchyleniom od normalnej eksploatacji zapobieganie odchyleniom od normalnej eksploatacji i uszkodzeniom EJi uszkodzeniom EJ

– Projekt Projekt → → duże zapasy bezpieczeństwa, zwielokrotnienie, różnorodność i niezależność układów duże zapasy bezpieczeństwa, zwielokrotnienie, różnorodność i niezależność układów ważnych dla bezpieczeństwa, ważnych dla bezpieczeństwa, zapewnienie jakościzapewnienie jakości (projektowania, budowy i eksploatacji) + (projektowania, budowy i eksploatacji) + kultura kultura bezpieczeństwabezpieczeństwa (bezpieczeństwo nadrzędne) (bezpieczeństwo nadrzędne)

• Poziom II: Poziom II: nadzór nadzór wykrywanie i opanowywanie odchyleń od normalnej eksploatacji aby wykrywanie i opanowywanie odchyleń od normalnej eksploatacji aby zapobiec awariomzapobiec awariom

– Wykrywanie i opanowywanie skutków uszkodzeńWykrywanie i opanowywanie skutków uszkodzeń przez przez normalnenormalne systemy EJ, systemy EJ, jak układ redukcji mocy jak układ redukcji mocy i normalnego wyłączenia reaktora; właściwe i normalnego wyłączenia reaktora; właściwe procedury eksploatacyjneprocedury eksploatacyjne

• Poziom III: Poziom III: układy bezpieczeństwa układy bezpieczeństwa opanowywanie awarii projektowych opanowywanie awarii projektowych– Wykorzystanie Wykorzystanie inherentnych cech bezpieczeństwa i inherentnych cech bezpieczeństwa i układów bezpieczeństwaukładów bezpieczeństwa jak jak: : systemy systemy

zabezpieczeń i UACRzabezpieczeń i UACR z automatyką zapewniającą ich z automatyką zapewniającą ich samoczynne samoczynne zadziałanie w razie awarii, zadziałanie w razie awarii, obudowa obudowa bezpieczeństwabezpieczeństwa chroniąca przed uwolnieniem substancji promieniotwórczych do otoczenia, chroniąca przed uwolnieniem substancji promieniotwórczych do otoczenia, awaryjne awaryjne procedury eksploatacyjneprocedury eksploatacyjne

• Poziom IV: Poziom IV: ograniczanie skutków ciężkich awarii ograniczanie skutków ciężkich awarii minimalizacja uwolnień substancji minimalizacja uwolnień substancji promieniotwórczych z EJ w razie uszkodzenia rdzeniapromieniotwórczych z EJ w razie uszkodzenia rdzenia

– Utrzymanie integralności i efektowności obudowy bezpieczeństwaUtrzymanie integralności i efektowności obudowy bezpieczeństwa: zapobieganie wybuchowi wodoru w : zapobieganie wybuchowi wodoru w obudowie lub uszkodzeniom obudowy przez stopiony rdzeńobudowie lub uszkodzeniom obudowy przez stopiony rdzeń

• Poziom V: Poziom V: działania interwencyjne działania interwencyjne łagodzenie skutków radiologicznych uwolnień łagodzenie skutków radiologicznych uwolnień substancji promieniotwórczych do środowiskasubstancji promieniotwórczych do środowiska

– Działania poza terenem elektrowni dla zmniejszenia narażenia ludnościDziałania poza terenem elektrowni dla zmniejszenia narażenia ludności , jak: podanie pastylek jodu , jak: podanie pastylek jodu obojętnego, zalecenie pozostania w domach, czasowe wstrzymanie wypasu bydła w razie skażenia obojętnego, zalecenie pozostania w domach, czasowe wstrzymanie wypasu bydła w razie skażenia pastwisk, czasowa ewakuacja z najbliższego otoczenia EJpastwisk, czasowa ewakuacja z najbliższego otoczenia EJ


System barier ochronnych izolujących substancje promieniotwórcze od otoczenia

I.I. 4 bariery ochronne:4 bariery ochronne:1.1. Pastylki paliwowe Pastylki paliwowe

((zatrzymują zatrzymują ~~99%99% aktywności produktów aktywności produktów rozszczepienia)rozszczepienia)

2.2. Koszulka elementu Koszulka elementu paliwowegopaliwowego

3.3. Granica ciśnieniowa Granica ciśnieniowa układu chłodzenia reaktoraukładu chłodzenia reaktora

4.4. Obudowa bezpieczeństwaObudowa bezpieczeństwa

II.II. Zapobieganie Zapobieganie uszkodzeniom paliwa:uszkodzeniom paliwa:

• Wyłączenie reaktora Wyłączenie reaktora (niezawodne i szybkie)(niezawodne i szybkie)

• Odprowadzenie ciepła Odprowadzenie ciepła powyłączeniowegopowyłączeniowego

III.III. Utrzymanie integralności Utrzymanie integralności i szczelności obudowy i szczelności obudowy bezpieczeństwabezpieczeństwa

Awaria ze Awaria ze stopieniem rdzeniastopieniem rdzenia w reaktorze PWR TMI-2 (1979, w reaktorze PWR TMI-2 (1979, USA): utracono bariery 1 i 2, ale zbiornik reaktora (bariera 3) USA): utracono bariery 1 i 2, ale zbiornik reaktora (bariera 3) i obudowa bezpieczeństwa (bariera 4) pozostały szczelne. i obudowa bezpieczeństwa (bariera 4) pozostały szczelne. Nikt nie stracił życia ani zdrowia.Nikt nie stracił życia ani zdrowia.


Zjawiska zagrażające integralności Zjawiska zagrażające integralności i skuteczności barier ochronnych w warunkach awariii skuteczności barier ochronnych w warunkach awarii

Generacja ciepła „powyłączeniowego” – Generacja ciepła „powyłączeniowego” – wydzielającego się w paliwie jądrowym także po wydzielającego się w paliwie jądrowym także po wyłączeniu reaktorawyłączeniu reaktora Musi być zapewnione niezawodne chłodzenieMusi być zapewnione niezawodne chłodzenie → aby uniknąć → aby uniknąć

przegrzania i uszkodzenia paliwa jądrowegoprzegrzania i uszkodzenia paliwa jądrowego (ze stopieniem (ze stopieniem rdzenia reaktora włącznie) → uwolnienia z paliwa znacznych rdzenia reaktora włącznie) → uwolnienia z paliwa znacznych ilości produktów rozszczepieniailości produktów rozszczepienia

Reakcje chemiczne Reakcje chemiczne → wydzielanie palnych → wydzielanie palnych gazów (zwłaszcza wodoru):gazów (zwłaszcza wodoru): Cyrkonu z koszulek elementów paliwowych z wodą / parą Cyrkonu z koszulek elementów paliwowych z wodą / parą

wodnąwodną → zagrożenie integralności elementów paliwowych → zagrożenie integralności elementów paliwowych oraz obudowy bezpieczeństwa (w razie niekontrolowanego oraz obudowy bezpieczeństwa (w razie niekontrolowanego spalania lub detonacji wodoru)spalania lub detonacji wodoru)

Materiału stopionego rdzenia z wodą i betonem obudowy Materiału stopionego rdzenia z wodą i betonem obudowy bezpieczeństwabezpieczeństwa (przy ciężkich awariach) (przy ciężkich awariach) → zagrożenie → zagrożenie integralności obudowy bezpieczeństwaintegralności obudowy bezpieczeństwa


Zjawiska zagrażające barierom ochronnym – generacja Zjawiska zagrażające barierom ochronnym – generacja ciepła powyłączeniowegociepła powyłączeniowego

• Ciepło powyłączeniowe Ciepło powyłączeniowe powstaje na skutekpowstaje na skutek::– Rozszczepień wywołanych neutrony opóźnione Rozszczepień wywołanych neutrony opóźnione – Rozpadów promieniotwórczych produktów rozszczepienia i jąder izotopów zaktywowanych wychwytem neutronówRozpadów promieniotwórczych produktów rozszczepienia i jąder izotopów zaktywowanych wychwytem neutronów

• Ciepło powyłączeniowe Ciepło powyłączeniowe musi być odprowadzone z reaktoramusi być odprowadzone z reaktora aby zapobiec przegrzaniu i uszkodzeniu paliwa, co aby zapobiec przegrzaniu i uszkodzeniu paliwa, co doprowadziłoby do znacznych uwolnień substancji promieniotwórczych zawartych w paliwiedoprowadziłoby do znacznych uwolnień substancji promieniotwórczych zawartych w paliwie


Zjawiska zagrażające barierom ochronnym – reakcja Zjawiska zagrażające barierom ochronnym – reakcja cyrkonu z wodą → uwalnianie wodoru podczas awariicyrkonu z wodą → uwalnianie wodoru podczas awarii

• Egzotermiczna reakcja cyrkonuEgzotermiczna reakcja cyrkonu z z koszulekkoszulek elementów paliwowych elementów paliwowych z wodą:z wodą: Zr + 2HZr + 2H22O → ZrOO → ZrO22 + 2H + 2H22 + Q (6420 J/kgZr) + Q (6420 J/kgZr)

– reakcja zaczyna się przy 900 reakcja zaczyna się przy 900 °°C a jej C a jej intensywność wzrasta z temperaturąintensywność wzrasta z temperaturą (zwłaszcza >1300 (zwłaszcza >1300 °°C, C, przy przy 15501550÷÷16501650 °°CC reakcja może stać się reakcja może stać się autokatalitycznąautokatalityczną) )

– utlenianie utlenianie koszulek grożące ich koszulek grożące ich degradacjądegradacją– wydzielenie znacznych ilość ciepła i wodoruwydzielenie znacznych ilość ciepła i wodoru (dodatkowo spalenie wydzielonego wodoru (dodatkowo spalenie wydzielonego wodoru

→ → 5200 J/kgZr)5200 J/kgZr)


Zjawiska zagrażające barierom ochronnym – zagrożenie Zjawiska zagrażające barierom ochronnym – zagrożenie integralności obudowy bezpieczeństwa związane z wodoremintegralności 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% H2

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%


Zmiany frakcji wodoru, tlenu i pary wodnej podczas awarii dużej ucieczki Zmiany frakcji wodoru, tlenu i pary wodnej podczas awarii dużej ucieczki chłodziwa (LB LOCA) reaktora wodno-ciśnieniowegochłodziwa (LB LOCA) reaktora wodno-ciśnieniowego

Czas [h]Czas [h]

Fra

kc

ja (

ob

j.)

Fra

kc

ja (

ob

j.)


Stabilność i samoregulacja reaktoraStabilność i samoregulacja reaktora

Wymagania bezpieczeństwa: Wymagania bezpieczeństwa: Reaktor i związane z nim układy nie mogą posiadać Reaktor i związane z nim układy nie mogą posiadać

wbudowanych cechwbudowanych cech, które mogłyby spowodować , które mogłyby spowodować znaczny znaczny wzrost reaktywnościwzrost reaktywności (r(reaktywność, eaktywność, ρρ=(k=(kefef-1)/k-1)/kef ef – parametr fizyczny określający bilans neutronów w reaktorze)– parametr fizyczny określający bilans neutronów w reaktorze)

Wymaga się Wymaga się stabilności i samoregulacjistabilności i samoregulacji, tak aby łączny efekt , tak aby łączny efekt fizycznych sprzężeń zwrotnych fizycznych sprzężeń zwrotnych ograniczał wzrost mocy ograniczał wzrost mocy reaktorareaktora

Wymagania te są łatwe do spełnienia przez Wymagania te są łatwe do spełnienia przez reaktory wodne reaktory wodne (woda jest moderatorem (woda jest moderatorem neutronów i chłodziwem) neutronów i chłodziwem) ujemne sprzężenie ujemne sprzężenie zwrotne od mocy reaktorazwrotne od mocy reaktora, wynikające z:, wynikające z: Silnego ujemnego sprzężenia zwrotnego od temperatury Silnego ujemnego sprzężenia zwrotnego od temperatury

moderatoramoderatora Ujemnego sprzężenia zwrotnego od temperatury paliwaUjemnego sprzężenia zwrotnego od temperatury paliwa


Stabilność i samoregulacja reaktoraStabilność i samoregulacja reaktora

• W reaktorach z W reaktorach z moderatorem wodnymmoderatorem wodnym (LWR, PHR) wzrost temperatury moderatora (LWR, PHR) wzrost temperatury moderatora, a , a zwłaszczazwłaszcza jego jego wrzeniewrzenie, skutkuje zmniejszeniem gęstości moderator i , skutkuje zmniejszeniem gęstości moderator i pogorszeniem spowalniania neutronówpogorszeniem spowalniania neutronów orazoraz zwiększeniem ich ucieczki poza rdzeń zwiększeniem ich ucieczki poza rdzeń → → ujemny efekt reaktywnościowy temperatury ujemny efekt reaktywnościowy temperatury moderatoramoderatora (w PWR zależy od stężenia H (w PWR zależy od stężenia H33BOBO33))

• Wzrost temperatury paliwaWzrost temperatury paliwa skutkuje skutkuje zwiększeniem pochłaniania rezonansowego neutronówzwiększeniem pochłaniania rezonansowego neutronów (efekt (efekt Dopplera) oraz Dopplera) oraz zmniejszeniem ilości rozszczepieńzmniejszeniem ilości rozszczepień ( (σσf f ~~ 1/v) → 1/v) → ujemny efekt reaktywnościowy ujemny efekt reaktywnościowy temperatury paliwatemperatury paliwa

• Wzrost mocy reaktoraWzrost mocy reaktora skutkuje wzrostem zarówno skutkuje wzrostem zarówno średniej temperatury moderatora jak średniej temperatury moderatora jak i temperatury paliwai temperatury paliwa → → ujemny efekt reaktywnościowy mocy reaktoraujemny efekt reaktywnościowy mocy reaktora (moderator + paliwo) (moderator + paliwo)

Ilustracja bilansu neutronów Ilustracja bilansu neutronów (wychwyt, spowalnianie, ucieczka)(wychwyt, spowalnianie, ucieczka) w w reaktorze wodnym przed i po odparowaniu wodyreaktorze wodnym przed i po odparowaniu wody

Zmiany mocy (P) i temperatury (T) reaktora Zmiany mocy (P) i temperatury (T) reaktora SPERT-1 z okresem 118 ms, po skokowym SPERT-1 z okresem 118 ms, po skokowym wzroście reaktywności wzroście reaktywności (wystrzelenie pręta (wystrzelenie pręta regulacyjnego) iregulacyjnego) i przy wyłączonym układzie przy wyłączonym układzie

sterowania i zabezpieczeństerowania i zabezpieczeń


Funkcje bezpieczeństwa, klasyfikacja i kategoryzacja Funkcje bezpieczeństwa, klasyfikacja i kategoryzacja bezpieczeństwa konstrukcji, układów i urządzeń EJbezpieczeństwa konstrukcji, układów i urządzeń EJ

Fundamentalne funkcje bezpieczeństwa: Fundamentalne funkcje bezpieczeństwa: I.I. Sterowanie reaktywnościąSterowanie reaktywnościąII.II. Odprowadzanie ciepła z rdzenia reaktoraOdprowadzanie ciepła z rdzenia reaktoraIII.III. Zatrzymywanie substancji promieniotwórczych, ograniczanie i kontrolowanie ich Zatrzymywanie substancji promieniotwórczych, ograniczanie i kontrolowanie ich

uwolnień do środowiska w stanach normalnej eksploatacji, oraz ograniczanie uwolnień do środowiska w stanach normalnej eksploatacji, oraz ograniczanie uwolnień podczas awariiuwolnień podczas awarii

Konstrukcje, układy i urządzenia EJ dzieli się na klasy i kategorie Konstrukcje, układy i urządzenia EJ dzieli się na klasy i kategorie bezpieczeństwa → bezpieczeństwa → w zależności od ważności wypełnianych przez nie w zależności od ważności wypełnianych przez nie funkcji bezpieczeństwafunkcji bezpieczeństwa wymagania techniczne różnicujewymagania techniczne różnicuje zależnie od kategorii bezpieczeństwa zależnie od kategorii bezpieczeństwa

Podstawowe problemy bezpieczeństwa reaktorów wodnych:Podstawowe problemy bezpieczeństwa reaktorów wodnych: Awarie reaktywnościowe (niekontrolowanego wzrostu mocy) nie stwarzają Awarie reaktywnościowe (niekontrolowanego wzrostu mocy) nie stwarzają

istotnego zagrożeniaistotnego zagrożenia Kluczowe problemy bezpieczeństwa:Kluczowe problemy bezpieczeństwa:

Niezawodne odprowadzenie ciepła powyłączeniowego z rdzeniaNiezawodne odprowadzenie ciepła powyłączeniowego z rdzenia Ograniczenie awaryjnych uwolnień substancji promieniotwórczych Ograniczenie awaryjnych uwolnień substancji promieniotwórczych (utrzymanie (utrzymanie

funkcji obudowy bezpieczeństwafunkcji obudowy bezpieczeństwa: integralności i szczelności, usuwania : integralności i szczelności, usuwania radionuklidów) radionuklidów)


Zasady projektowania układów Zasady projektowania układów i urządzeń EJ ważnych dla bezpieczeństwai urządzeń EJ ważnych dla bezpieczeństwa

• Kryterium pojedynczego uszkodzeniaKryterium pojedynczego uszkodzenia:: pojedyncze uszkodzeniepojedyncze uszkodzenie jakiegokolwiek jakiegokolwiek czynnego lub biernego elementu czynnego lub biernego elementu nie może nie może spowodować utratyspowodować utraty możliwości wypełnienia możliwości wypełnienia przez układ jego przez układ jego funkcji bezpieczeństwafunkcji bezpieczeństwa

• Zapobieganie utraty funkcji Zapobieganie utraty funkcji więcej niż więcej niż jednego układu lub urządzeniajednego układu lub urządzenia ze wspólnej ze wspólnej przyczynyprzyczyny, , wskutek np.: zatkania studzienek, wskutek np.: zatkania studzienek, awarii zasilania, pożaru, zalaniaawarii zasilania, pożaru, zalania

• Separacja przestrzenna i fizyczna Separacja przestrzenna i fizyczna (zagrożenia wewnętrzne / zewnętrzne: pożar, (zagrożenia wewnętrzne / zewnętrzne: pożar, zalanie, uderzenie samolotu, i in.)zalanie, uderzenie samolotu, i in.)

• Niezależność funkcjonalna Niezależność funkcjonalna (zwłaszcza (zwłaszcza systemów bezpieczeństwa)systemów bezpieczeństwa)

• Przejście w stan bezpieczny po uszkodzeniuPrzejście w stan bezpieczny po uszkodzeniu: : zrzut prętów bezpieczeństwa, zamknięcie / zrzut prętów bezpieczeństwa, zamknięcie / otwarcie zaworuotwarcie zaworu

• Stosowanie rozwiązań biernychStosowanie rozwiązań biernych wykorzystujących wykorzystujących siły i zjawiska naturalnesiły i zjawiska naturalne (grawitacja, konwekcja naturalna, energia (grawitacja, konwekcja naturalna, energia sprężyn lub sprężonych gazów) sprężyn lub sprężonych gazów)

ZwielokrotnienieZwielokrotnienie – redundancja – redundancja: : tu 3 (lub 4) równoległe tu 3 (lub 4) równoległe pod-układy CUACRpod-układy CUACR

Elektr Elektr Turb Turb

RóżnorodnośćRóżnorodność:: tu napędów pomp awaryjnego układu tu napędów pomp awaryjnego układu wody zasilającej wytwornice pary wody zasilającej wytwornice pary (2 silniki elektryczne, 2 turbiny parowe)(2 silniki elektryczne, 2 turbiny parowe)



Wykorzystanie Wykorzystanie energii sprężonego gazu energii sprężonego gazu (azot) (azot)

i zastosowanie i zastosowanie klap zwrotnychklap zwrotnych w BUACR w BUACR

ZasadaZasada „stan bezpieczny po uszkodzeniu” „stan bezpieczny po uszkodzeniu” ii wykorzystanie wykorzystanie grawitacji: grawitacji: zrzut prętów zrzut prętów

bezpieczeństwa do rdzenia po zaniku zasilania bezpieczeństwa do rdzenia po zaniku zasilania elektrycznegoelektrycznego



Wykorzystanie Wykorzystanie konwekcji naturalnejkonwekcji naturalnej w w układzie chłodzenia reaktora (WWER) układzie chłodzenia reaktora (WWER)

– odbiór ciepła powyłączeniowego– odbiór ciepła powyłączeniowego

Wykorzystanie Wykorzystanie grawitacji, konwekcji naturalnejgrawitacji, konwekcji naturalnej i parowania / skraplania i parowania / skraplania - pasywne chłodzenie obudowy - pasywne chłodzenie obudowy

bezpieczeństwa reaktora AP1000bezpieczeństwa reaktora AP1000


Układy bezpieczeństwa – układy awaryjnego Układy bezpieczeństwa – układy awaryjnego chłodzenia rdzenia (UACR)chłodzenia rdzenia (UACR)

• Funkcje UACR:Funkcje UACR:– dostarczenie wody (borowanej) i zalanie dostarczenie wody (borowanej) i zalanie

rdzenia w razie rdzenia w razie awarii utraty chłodziwa z awarii utraty chłodziwa z obiegu pierwotnegoobiegu pierwotnego (LOCA)(LOCA)

– długookresowe odprowadzanie ciepła długookresowe odprowadzanie ciepła powyłączeniowegopowyłączeniowego

• Bierny UACRBierny UACR (2 grupy x 100%): (2 grupy x 100%): – hydro-akumulatory z poduszką gazową hydro-akumulatory z poduszką gazową

(sprężony azot) połączone z reaktorem (sprężony azot) połączone z reaktorem rurociągami z klapami zwrotnymi rurociągami z klapami zwrotnymi

– działa w początkowej fazie zalewania działa w początkowej fazie zalewania rdzenia, dostarcza wodę pod i nad rdzeńrdzenia, dostarcza wodę pod i nad rdzeń

• Czynny UACRCzynny UACR (3 lub 4 podukłady (3 lub 4 podukłady x 100%): x 100%):

– część wysokociśnieniowa (działa przy część wysokociśnieniowa (działa przy małej LOCA)małej LOCA)

– cześć niskociśnieniowacześć niskociśnieniowa– każda podukład zasilany z oddzielnego każda podukład zasilany z oddzielnego

awaryjnego generatora dieslaawaryjnego generatora diesla– jeden podukład wystarczajeden podukład wystarcza do zalania do zalania

rdzenia i wychłodzenia reaktorardzenia i wychłodzenia reaktora


Układy bezpieczeństwa – obudowa Układy bezpieczeństwa – obudowa bezpieczeństwa reaktorabezpieczeństwa reaktora

• Funkcje obudowy bezpieczeństwa:Funkcje obudowy bezpieczeństwa: – zatrzymywanie i izolacja od otoczenia zatrzymywanie i izolacja od otoczenia

substancji promieniotwórczychsubstancji promieniotwórczych – redukcja / usuwanie radionuklidów i gazów redukcja / usuwanie radionuklidów i gazów

palnychpalnych z atmosfery obudowy oraz z atmosfery obudowy oraz długookresowe długookresowe odprowadzanie ciepłaodprowadzanie ciepła

– ochrona przed skutkami ochrona przed skutkami zdarzeń zdarzeń zewnętrznychzewnętrznych jak: uderzenie samolotu lub jak: uderzenie samolotu lub eksplozja chemicznaeksplozja chemiczna

• Konstrukcja obudowy:Konstrukcja obudowy: – wytrzymuje wytrzymuje max ciśnienie awaryjne max ciśnienie awaryjne

((~~0,5 MPa), zapewniając wymaganą 0,5 MPa), zapewniając wymaganą szczelność szczelność (max przecieki: 0,25% obj./d)(max przecieki: 0,25% obj./d)

– jedno-powłokowa jedno-powłokowa ze sprężonego żelbetu z ze sprężonego żelbetu z wykładziną stalową, lub wykładziną stalową, lub dwu-powłokowadwu-powłokowa: : wewnętrznawewnętrzna – stalowa lub ze sprężonego – stalowa lub ze sprężonego żelbetu z wykładziną stalową, żelbetu z wykładziną stalową, zewnętrznazewnętrzna - - ze zbrojonego betonuze zbrojonego betonu

– przepusty, śluzy i szybko-odcinająca przepusty, śluzy i szybko-odcinająca armaturaarmatura

• Układ zraszania obudowy:Układ zraszania obudowy: – zmniejsza awaryjne ciśnieniezmniejsza awaryjne ciśnienie wewnątrz wewnątrz

obudowyobudowy– przyśpiesza wymywanie radioaktywnych przyśpiesza wymywanie radioaktywnych

aerozoliaerozoli (głównie jodu) wewnątrz obudowy (głównie jodu) wewnątrz obudowy (do wody dodaje się: N(do wody dodaje się: N22HH44 – hydrazynę lub – hydrazynę lub NaOH)NaOH)

– zasilany z awaryjnego generatora dieslazasilany z awaryjnego generatora diesla


Inne układy bezpieczeństwa Inne układy bezpieczeństwa

• System zabezpieczeń reaktoraSystem zabezpieczeń reaktora → automatyczne → automatyczne zmniejszenie mocy lub awaryjne zmniejszenie mocy lub awaryjne wyłączenie reaktorawyłączenie reaktora

– Układ logicznyUkład logiczny generuje kilka generuje kilka sygnałów automatycznych zabezpieczeńsygnałów automatycznych zabezpieczeń inicjując inicjując wprowadzanie lub wprowadzanie lub zrzut do rdzenia prętów regulacyjnych i bezpieczeństwa zrzut do rdzenia prętów regulacyjnych i bezpieczeństwa

• Układ kontroli, mieszania i usuwania wodoru z obudowy bezpieczeństwaUkład kontroli, mieszania i usuwania wodoru z obudowy bezpieczeństwa → zapobieganie → zapobieganie

niekontrolowanemu niekontrolowanemu spalaniu lub detonacjispalaniu lub detonacji– Kontrolowanie i mieszanie atmosfery obudowy, Kontrolowanie i mieszanie atmosfery obudowy, rekombinacja katalitycznarekombinacja katalityczna wodoru, ew. lokalne wodoru, ew. lokalne

zapłonnikizapłonniki

• Awaryjny układ wody zasilającej wytwornice paryAwaryjny układ wody zasilającej wytwornice pary– Doprowadza wodę do wytwornic pary w razie niesprawności głównego układu wody zasilającejDoprowadza 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 Odprowadzenie ciepła z układów i urządzeń ważnych dla bezpieczeństwa (w tym: UACR i

obudowy bezpieczeństwa) do obudowy bezpieczeństwa) do ostatecznego odbiornika ciepła ostatecznego odbiornika ciepła

• Układy niezawodnego zasilania elektrycznegoUkłady niezawodnego zasilania elektrycznego urządzeń ważnych dla bezpieczeństwa urządzeń ważnych dla bezpieczeństwa– Zasilanie Zasilanie rezerwowerezerwowe: z sieci 110 kV i ew. dod. 15 kV: z sieci 110 kV i ew. dod. 15 kV– Zasilanie Zasilanie awaryjneawaryjne: agregaty diesla, baterie akumulatorów (układy sterowania i zabezpieczeń, : agregaty diesla, baterie akumulatorów (układy sterowania i zabezpieczeń,

oświetlenie awaryjne)oświetlenie awaryjne)


Wymagania i zalecenia dotyczące bezpieczeństwa EJ – Wymagania i zalecenia dotyczące bezpieczeństwa EJ – normy bezpieczeństwa MAEA normy bezpieczeństwa MAEA (IAEA Safety Standards)(IAEA Safety Standards)

Bezpieczeństwo obiektów jądrowych

Podstawowe zasady bezpieczeństwa

Obszary tematyczne Obiekty i działalności

Projektowanie elektrowni jądrowych

Eksploatacja elektrowni jądrowych

Ocena lokalizacji


Wymagania i zalecenia dotyczące bezpieczeństwa EJ – Wymagania i zalecenia dotyczące bezpieczeństwa EJ – normy bezpieczeństwa MAEA normy bezpieczeństwa MAEA (IAEA Safety Standards)(IAEA Safety Standards)

• Normy bezpieczeństwa MAEA:Normy bezpieczeństwa MAEA:– wymaganiawymagania zasadniczo zasadniczo o charakterze jakościowymo charakterze jakościowym

→→ co i jak należy wykonać, co uwzględnićco i jak należy wykonać, co uwzględnić (poza nielicznymi (poza nielicznymi wyjątkami) wyjątkami) nie określają ilościowych kryteriów bezpieczeństwanie określają ilościowych kryteriów bezpieczeństwa ← ← kompetencja dozorówkompetencja dozorów państw członkowskich państw członkowskich

– 2 rodzaje dokumentów2 rodzaje dokumentów: : • WymaganiaWymagania (Requirements)(Requirements)• Wytyczne bezpieczeństwaWytyczne bezpieczeństwa (Safety Guides)(Safety Guides)

• Np. projektowanie elektrowni jądrowych - Np. projektowanie elektrowni jądrowych - Nuclear power Nuclear power plant design plant design – Bezpieczeństwo elektrowni jądrowych: projekt.Bezpieczeństwo elektrowni jądrowych: projekt. WymaganiaWymagania.. Safety Safety

of Nuclear Power Plants: Design. Requirements. No. NS-R-1of Nuclear Power Plants: Design. Requirements. No. NS-R-1– 14 tematycznych wytycznych bezpieczeństwa.14 tematycznych wytycznych bezpieczeństwa.


Wymagania dotyczące bezpieczeństwa EJ III. generacji Wymagania dotyczące bezpieczeństwa EJ III. generacji – dokument „EUR”– dokument „EUR”

• tomy 1, 2 i 4:tomy 1, 2 i 4: 39 rozdziałów, >1800 stron 39 rozdziałów, >1800 stron– ok. 4000 ogólnych i szczegółowych ok. 4000 ogólnych i szczegółowych

wymagańwymagań, w tym , w tym ok. 900 dotyczy ok. 900 dotyczy bezpieczeństwabezpieczeństwa

– najważniejszy t. 2najważniejszy t. 2: szczegółowe wymagania : szczegółowe wymagania dla części jądrowejdla części jądrowej

• tom 3:tom 3: opisy standardowych projektów EJ opisy standardowych projektów EJ spełniających wymagania „EUR”spełniających wymagania „EUR”

• kryteria ograniczonego oddziaływania kryteria ograniczonego oddziaływania radiologicznegoradiologicznego EJ określono: EJ określono:

– nie tylko dla „warunków projektowych”nie tylko dla „warunków projektowych” („design basis condions” )(„design basis condions” ):: normalna normalna eksploatacja, incydenty i awarie projektowe eksploatacja, incydenty i awarie projektowe

– ale też dla „rozszerzonych warunków ale też dla „rozszerzonych warunków projektowych”projektowych” („design extension („design extension conditions”),conditions”), obejmujących obejmujących ciężkie awarie ciężkie awarie związane ze związane ze stopieniem rdzeniastopieniem rdzenia!!

Dokument „EUR”Dokument „EUR”: wymagania europejskich przedsiębiorstw energetycznych : wymagania europejskich przedsiębiorstw energetycznych dla EJ III. generacji z reaktorami lekkowodnymi dla EJ III. generacji z reaktorami lekkowodnymi

European Utility Requirements for LWR Nuclear Power Plants („EUR”). 2001.European Utility Requirements for LWR Nuclear Power Plants („EUR”). 2001.


Wymagania i kryteria określone w „EUR”Wymagania i kryteria określone w „EUR”

Warunki projektoweWarunki projektowe (Design Basis Conditions – DBC(Design Basis Conditions – DBC)) → → warunki, na warunki, na które projektuje się EJktóre projektuje się EJ::

1.1. Warunki Normalnej Pracy (DBC1)Warunki Normalnej Pracy (DBC1) →→ często występująceczęsto występujące w czasie pracy EJ: na mocy, w czasie pracy EJ: na mocy, przeładunki paliwa, czynności utrzymania i remontów, oraz zmiany stanów ruchowychprzeładunki paliwa, czynności utrzymania i remontów, oraz zmiany stanów ruchowych

2.2. Warunki Incydentu (DBC2)Warunki Incydentu (DBC2) → częstość: → częstość: raz lub więcej razy w czasie życia EJraz lub więcej razy w czasie życia EJ (f>10 (f>10-2-2)) w najgorszym raziew najgorszym razie automatyczne wyłączenie reaktora, blok można ponownie uruchomićautomatyczne wyłączenie reaktora, blok można ponownie uruchomić nie rozwijają się w poważniejsze uszkodzenianie rozwijają się w poważniejsze uszkodzenia prowadzące do awarii projektowych (DBC3 lub prowadzące do awarii projektowych (DBC3 lub

DBC4)DBC4)

3.3. Warunki Awaryjne (DBC3)Warunki Awaryjne (DBC3) → mogą wystąpić → mogą wystąpić bardzo rzadkobardzo rzadko (10(10-2-2>f>10>f>10-4-4)):: samorzutnie samorzutnie nie rozwijają się do cięższej awarii (DBC4) nie rozwijają się do cięższej awarii (DBC4) nie skutkują utratą funkcji układu chłodzenia reaktora lub obudowy bezpieczeństwanie skutkują utratą funkcji układu chłodzenia reaktora lub obudowy bezpieczeństwa uszkodzenie jedynie małej frakcji elementów paliwowych, konieczność inspekcji blokuuszkodzenie jedynie małej frakcji elementów paliwowych, konieczność inspekcji bloku

4.4. Warunki Awaryjne (DBC4)Warunki Awaryjne (DBC4) → ich wystąpienia → ich wystąpienia nie oczekuje sięnie oczekuje się (10(10-4-4>f>10>f>10-6-6) ) lecz lecz zakłada przy projektowaniu zakłada przy projektowaniu → → skrajne warunki projektowe, skrajne warunki projektowe, na które musi być na które musi być zaprojektowana EJzaprojektowana EJ wymóg zachowania geometrii rdzenia umożliwiającej efektywne chłodzeniewymóg zachowania geometrii rdzenia umożliwiającej efektywne chłodzenie mogą powodować uwolnienie znacznych ilości substancji promieniotwórczychmogą powodować uwolnienie znacznych ilości substancji promieniotwórczych ponowne uruchomienie bloku może nie być możliweponowne uruchomienie bloku może nie być możliwe



• Graniczne awarie projektowe (DBC4):Graniczne awarie projektowe (DBC4):– Rozerwanie głównego rurociągu pary świeżejRozerwanie głównego rurociągu pary świeżej– Rozerwanie głównego rurociągu wody zasilającejRozerwanie głównego rurociągu wody zasilającej– Zaklinowanie wirnika pompy chłodziwa reaktoraZaklinowanie wirnika pompy chłodziwa reaktora– Wyrzucenie z rdzenia pojedynczego zestawu prętów regulacyjnychWyrzucenie z rdzenia pojedynczego zestawu prętów regulacyjnych– Utrata chłodziwa reaktoraUtrata chłodziwa reaktora

• włączając nagłe rozerwanie rurociągu układu chłodzenia reaktora o włączając nagłe rozerwanie rurociągu układu chłodzenia reaktora o największej średnicy z obustronnym wypływem chłodziwa (LB LOCA), największej średnicy z obustronnym wypływem chłodziwa (LB LOCA), w połączeniu z utratą zewnętrznego zasilania prądem przemiennym w połączeniu z utratą zewnętrznego zasilania prądem przemiennym →→ maksymalna awaria projektowa (MAP)maksymalna awaria projektowa (MAP)

– Awaria przy manipulacji z paliwemAwaria przy manipulacji z paliwem– Rozerwanie jednej rurki wytwornicy paryRozerwanie jednej rurki wytwornicy pary, , po uprzednim wzroście po uprzednim wzroście

koncentracji jodu w chłodziwie reaktorakoncentracji jodu w chłodziwie reaktora



Rozszerzone Warunki ProjektoweRozszerzone Warunki Projektowe ((Design Extension Conditions Design Extension Conditions - - DEC)DEC) → → zbiór awarii zbiór awarii poza-projektowychpoza-projektowych uwzględnionych w uwzględnionych w projekcie → projekcie → wymaga się zastosowania rozwiązań dla wymaga się zastosowania rozwiązań dla ograniczenia ich skutków radiologicznychograniczenia ich skutków radiologicznych::

• Sekwencje złożoneSekwencje złożone• Ciężkie AwarieCiężkie Awarie

Sekwencje ZłożoneSekwencje Złożone → pewne mało-prawdopodobne sekwencje → pewne mało-prawdopodobne sekwencje prowadzące - na skutek uszkodzeń urządzeń lub błędów operatora - prowadzące - na skutek uszkodzeń urządzeń lub błędów operatora - do do warunków poza-projektowychwarunków poza-projektowych → → mogą prowadzić do znacznych mogą prowadzić do znacznych uwolnień, uwolnień, lecz nie do stopienia rdzenialecz nie do stopienia rdzenia → przykład: → przykład: jednoczesna jednoczesna niesprawność zwielokrotnionych układów bezpieczeństwaniesprawność zwielokrotnionych układów bezpieczeństwa

Ciężkie AwarieCiężkie Awarie → pewne mało-prawdopodobne sekwencje zdarzeń → pewne mało-prawdopodobne sekwencje zdarzeń wykraczające ponad awarie projektowewykraczające ponad awarie projektowe → → znaczne uszkodzenie znaczne uszkodzenie rdzenia → mogą prowadzić do znacznych uwolnieńrdzenia → mogą prowadzić do znacznych uwolnień



Cele projektoweCele 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


Strefy działań interwencyjnych w/g „EUR”Strefy działań interwencyjnych w/g „EUR”


Częstość uszkodzeń rdzenia na reaktor-rokCzęstość uszkodzeń rdzenia na reaktor-rok

Reaktory generacji III+ z dużym zapasemReaktory generacji III+ z dużym zapasem spełniają spełniają probabilistyczne kryteria bezpieczeństwaprobabilistyczne kryteria bezpieczeństwa


Główne cechy bezpieczeństwa reaktora EPRGłówne cechy bezpieczeństwa reaktora EPR(European Pressurized Reactor – AREVA + Siemens)(European Pressurized Reactor – AREVA + Siemens)

Dwu-powłokowa obudowa Dwu-powłokowa obudowa bezpieczeństwa z układami bezpieczeństwa z układami

wentylacji i filtramiwentylacji i filtramiStrefa rozpływu Strefa rozpływu

stopionego rdzeniastopionego rdzenia

Układ odprowadzenia Układ odprowadzenia ciepła z obudowy ciepła z obudowy bezpieczeństwa bezpieczeństwa (zraszania) 2x(zraszania) 2x

Układy Układy bezpieczeństwa bezpieczeństwa o redundancji 4x o redundancji 4x

Basen wodny w Basen wodny w obudowie obudowie

bezpieczeństwabezpieczeństwa


Układy awaryjnego chłodzenia rdzenia EPRUkłady awaryjnego chłodzenia rdzenia EPR

Podukład 1 Podukład 2 Podukład 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


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”


Obiekty reaktora EPR chronione przed zdarzeniami Obiekty reaktora EPR chronione przed zdarzeniami zewnętrznymizewnętrznymi

Obiekty wzmocnioneObiekty wzmocnione – odporne na uderzenie samolotu i wybuch zewnętrzny – odporne na uderzenie samolotu i wybuch zewnętrzny (powłoka żelbetowa o gr. 1,8 m):(powłoka żelbetowa o gr. 1,8 m):

1.1. Obudowa bezpieczeństwa reaktoraObudowa bezpieczeństwa reaktora2.2. Budynki układów bezpieczeństwa (2 z 4-ch)Budynki układów bezpieczeństwa (2 z 4-ch)3.3. Budynek paliwowyBudynek paliwowy

Obiekty chronione przez Obiekty chronione przez separację przestrzennąseparację przestrzenną::4.4. Budynki układów bezpieczeństwa (pozostałe 2 z 4-ch)Budynki układów bezpieczeństwa (pozostałe 2 z 4-ch)5.5. Siłownie dieslowskieSiłownie dieslowskie

2

2

1

34

5

5


Ochrona integralności obudowy bezpieczeństwa reaktora Ochrona integralności obudowy bezpieczeństwa reaktora EPR EPR

„„Chwytacz rdzenia” z pasywnym układem chłodzeniaChwytacz rdzenia” z pasywnym układem chłodzenia

Ochrona płyty fundamentowej przed uszkodzeniem przez stopiony rdzeńOchrona płyty fundamentowej przed uszkodzeniem przez stopiony rdzeń


Pasywne zalanie chwytacza rdzenia reaktora EPRPasywne zalanie chwytacza rdzenia reaktora EPR


Ochrona integralności obudowy bezpieczeństwa reaktora Ochrona integralności obudowy bezpieczeństwa reaktora EPR EPR

• Wodór może wydzielić się na skutek reakcji:Wodór może wydzielić się na skutek reakcji:– Cyrkonu koszulek paliwowych z wodąCyrkonu koszulek paliwowych z wodą– W razie ciężkiej awarii - stopienia rdzenia i przetopienia W razie ciężkiej awarii - stopienia rdzenia i przetopienia

zbiornika reaktora: zbiornika reaktora: stopionego rdzenia z betonem w stopionego rdzenia z betonem w strefie „chwytacza rdzenia”strefie „chwytacza rdzenia”

• Wewnętrzna powłoka obudowy bezpieczeństwa ze Wewnętrzna powłoka obudowy bezpieczeństwa ze sprężonego betonu może sprężonego betonu może wytrzymać ciśnieniewytrzymać ciśnienie powstające przy spalaniu wodorupowstające przy spalaniu wodoru

• Zapobieganie detonacji lub niekontrolowanemu Zapobieganie detonacji lub niekontrolowanemu spalaniu wodoruspalaniu wodoru w w obudowie bezpieczeństwa: obudowie bezpieczeństwa:– Pasywne mieszanie atmosfery obudowyPasywne mieszanie atmosfery obudowy w w

konwekcji naturalnejkonwekcji naturalnej → → zapobiega powstaniu zapobiega powstaniu lokalnych niebezpiecznych stężeń wodoru lokalnych niebezpiecznych stężeń wodoru

– Usuwanie wodoru z atmosfery obudowyUsuwanie wodoru z atmosfery obudowy za za pomocą pomocą pasywnych katalitycznych pasywnych katalitycznych rekombinatorówrekombinatorów

Pasywny katalityczny rekombinator wodoruPasywny katalityczny rekombinator wodoru

Eliminacja ryzyka związanego z wodoremEliminacja ryzyka związanego z wodorem


Reaktor AP1000 Reaktor AP1000 (Advanced (Advanced PassivePassive) ) ~~1100 MWe (Westinghouse)1100 MWe (Westinghouse)

• Innowacyjne, uproszczone Innowacyjne, uproszczone rozwiązania projektowerozwiązania projektowe

• Pasywne układy bezpieczeństwaPasywne układy bezpieczeństwa (UACR, odprowadzenia ciepła (UACR, odprowadzenia ciepła powyłączeniowego i chłodzenia powyłączeniowego i chłodzenia obudowy bezpieczeństwa)obudowy bezpieczeństwa)

• Bezpieczne wyłączenie Bezpieczne wyłączenie i chłodzenie reaktorai chłodzenie reaktora → → przez 72 przez 72 godz.godz. od początku awarii, od początku awarii, bez bez zasilania elektrycznegozasilania elektrycznego, a nawet , a nawet udziału operatoraudziału operatora

• Długookresowe odprowadzanie Długookresowe odprowadzanie ciepła poprzez chłodzenie obudowy ciepła poprzez chłodzenie obudowy bezpieczeństwabezpieczeństwa – przy – przy wykorzystaniu jedynie sił grawitacji, wykorzystaniu jedynie sił grawitacji, cyrkulacji naturalnej i sprężonych cyrkulacji naturalnej i sprężonych gazówgazów

• Nie potrzeba zwielokrotnionych Nie potrzeba zwielokrotnionych układów bezpieczeństwaukładów bezpieczeństwa z z niezawodnym zasilaniem niezawodnym zasilaniem elektrycznymelektrycznym

• Mniejsza liczba urządzeń Mniejsza liczba urządzeń → → większa niezawodnośćwiększa niezawodność

Jądrowy układ wytwarzania pary AP1000


Ogólne podejście do zapewnienia bezpieczeństwa Ogólne podejście do zapewnienia bezpieczeństwa reaktora AP1000 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


Pasywny układ chłodzenia rdzeniaPasywny układ chłodzenia rdzeniareaktora AP1000reaktora AP1000

• Wykorzystanie grawitacji, Wykorzystanie grawitacji, energii sprężonych gazów energii sprężonych gazów i konwekcji naturalneji konwekcji naturalnej

• Pasywny wtrysk Pasywny wtrysk bezpieczeństwabezpieczeństwa

– Wysokociśnieniowy ze zbiorników CMT

– Średniociśnieniowy z hydroakumulatorów ACC

– Niskociśnieniowe, grawitacyjne zasilanie obiegu pierwotnego ze zbiornika IRWST

• Pasywne odprowadzanie Pasywne odprowadzanie ciepła powyłączeniowegociepła 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 N2)

(2 070 m3)


Utrzymanie stopionego rdzenia wewnątrz zbiornika reaktora AP100


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

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


Ryzyko związane z energetyką jądrową na tle innych Ryzyko związane z energetyką jądrową na tle innych zagrożeńzagrożeń

1.1. (Konserwatywna) ocena ryzyka na rysunku obok dotyczy (Konserwatywna) ocena ryzyka na rysunku obok dotyczy EJ z rektorami II. generacji. W przypadku reaktorów III. EJ z rektorami II. generacji. W przypadku reaktorów III. generacji ryzyko jest o wiele mniejsze.generacji ryzyko jest o wiele mniejsze.

2.2. Poza Czarnobylem, nikt nie stracił życia ani zdrowia na Poza Czarnobylem, nikt nie stracił życia ani zdrowia na skutek awarii jądrowej w EJ!skutek awarii jądrowej w EJ!


Ryzyko związane z energetyką jądrową na tle innych Ryzyko związane z energetyką jądrową na tle innych zagrożeńzagrożeń

Bardzo konserwatywna ocena ryzykaBardzo konserwatywna ocena ryzyka dla EJ z reaktorami II. dla EJ z reaktorami II. generacji – „Raport Rasmussena”: generacji – „Raport Rasmussena”: Reactor Safety Study: An Assessment of Accident Risks in U.S. Reactor Safety Study: An Assessment of Accident Risks in U.S. Commercial Nuclear Power Plants. Report WASH-1400 Commercial Nuclear Power Plants. Report WASH-1400 (NUREG-75/014). U.S. Nuclear Regulatory Commission, 1975(NUREG-75/014). U.S. Nuclear Regulatory Commission, 1975

DLA REAKTORÓW III. GENERACJI RYZYKO JEST DLA REAKTORÓW III. GENERACJI RYZYKO JEST OK. 100-KROTNIE MNIEJSZE NIŻ II. GENERACJIOK. 100-KROTNIE MNIEJSZE NIŻ II. GENERACJI


Zasada budowy i działania reaktora RBMK Zasada budowy i działania reaktora RBMK w EJ Czarnobylw EJ Czarnobyl

• Ogromny rdzeń: Ogromny rdzeń: DxH=12x7m,DxH=12x7m, 16611661 kanałów paliwowych , kanałów paliwowych , 211211 prętów regulacyjnych (wprowadzanych od prętów regulacyjnych (wprowadzanych od góry + dod. pręty wprowadzane od dołu – do korygowania rozkładu mocy po wysokości rdzenia)góry + dod. pręty wprowadzane od dołu – do korygowania rozkładu mocy po wysokości rdzenia)

• Wielka ilość grafitu (ok. 1700 t): Wielka ilość grafitu (ok. 1700 t): 2488 bloczków grafitowych2488 bloczków grafitowych o wymiarach 250mm x 250 mm x 250mm, o wymiarach 250mm x 250 mm x 250mm, z osiowymi otworami na kanały paliwowe, z osiowymi otworami na kanały paliwowe, rdzeń otoczony warstwą grafiturdzeń otoczony warstwą grafitu o grubości 0,5-0,8 m, spełniającą o grubości 0,5-0,8 m, spełniającą funkcję reflektora neutronów pierwszej bariery ochronnejfunkcję reflektora neutronów pierwszej bariery ochronnej

• Brak (praktycznie) obudowy bezpieczeństwa:Brak (praktycznie) obudowy bezpieczeństwa: MAP – przeciek związany MAP – przeciek związany z rozszczelnieniem kanałówz rozszczelnieniem kanałów i mniejszych rurociągów i mniejszych rurociągów, a nie rozerwaniem gł. rurociągu cyrkulacyjnego, a nie rozerwaniem gł. rurociągu cyrkulacyjnego

Reaktor RBMK-1000, 1000 MWe: wrzący, kanałowy, moderowany grafitem, chłodzony wodą Reaktor RBMK-1000, 1000 MWe: wrzący, kanałowy, moderowany grafitem, chłodzony wodą zaadaptowany reaktor do produkcji plutonu (możliwość przeładunku paliwa w czasie pracy reaktora)zaadaptowany reaktor do produkcji plutonu (możliwość przeładunku paliwa w czasie pracy reaktora)


Zasadnicza przyczyna awarii EJ Czarnobyl – Zasadnicza przyczyna awarii EJ Czarnobyl – konstrukcja i charakterystyki rdzenia reaktorakonstrukcja i charakterystyki rdzenia reaktora

A

B

Uran woda

Uran para wodna

Reaktory PWR i WWER

Uran woda grafit

Uran para grafit

A

B

Reaktor RBMK (Czernobyl)

Zmiany gęstości Zmiany gęstości rozszczepień po rozszczepień po

odparowaniu części wodyodparowaniu części wody

A – normalna praca, B – spadek przepływu wody, część wody odparowuje

W reaktorze PWR lub WWER moc maleje, w reaktorze RBMK moc rośnie!


Przyczyny awarii EJ Czarnobyl – błąd w konstrukcji Przyczyny awarii EJ Czarnobyl – błąd w konstrukcji prętów bezpieczeństwa prętów bezpieczeństwa

• Wprowadzanie przedłuWprowadzanie przedłużżacza grafitowego acza grafitowego powoduje wzrost mocy w dolnej czpowoduje wzrost mocy w dolnej częśęści ci rdzenia, a spadek mocy w czrdzenia, a spadek mocy w częśęści górnejci górnej (znaki „+ i „–” w kolumnie „c”) – (znaki „+ i „–” w kolumnie „c”) – sumaryczny efekt reaktywnosumaryczny efekt reaktywnośściowyciowy (przed(przedłłuużżacz + woda nad przedacz + woda nad przedłłuużżaczem aczem + pr+ pręęt) t) zalezależży ody od poosiowego poosiowego rozkładu rozkładu strumienia neutronówstrumienia neutronów

• W chwili awarii rozkład mocy w rdzeniu W chwili awarii rozkład mocy w rdzeniu był nadmiernie był nadmiernie przekoszonyprzekoszony – moc – moc generowała się głównie generowała się głównie w dolnej częściw dolnej części

• Wprowadzanie kilkudziesięciu prętów na Wprowadzanie kilkudziesięciu prętów na raz wywołało raz wywołało dodatkowy dodatni impuls dodatkowy dodatni impuls reaktywnościowyreaktywnościowy, który nałożył się na , który nałożył się na efekt przestrzeni parowych efekt przestrzeni parowych (powodowany wrzeniem wody) (powodowany wrzeniem wody) → → wzrost wzrost mocy reaktora mocy reaktora

+

Pochłaniacz

Rdzeń

Grafit

Woda

(a) (b) (c)

Błąd w konstrukcji prętów bezpieczeństwa RBMK – grafitowy przedłużaczBłąd w konstrukcji prętów bezpieczeństwa RBMK – grafitowy przedłużaczPrzeznaczenie przedłużacza: zabezpieczenie przed napływem wody do obszaru, z którego Przeznaczenie przedłużacza: zabezpieczenie przed napływem wody do obszaru, z którego

wyciągnięto pręt bezpieczeństwa – zwiększenie wagi reaktywnościowej prętawyciągnięto pręt bezpieczeństwa – zwiększenie wagi reaktywnościowej pręta


Przyczyny awarii EJ Czarnobyl – wpływ dużego Przyczyny awarii EJ Czarnobyl – wpływ dużego wypalenia paliwa (Pu239)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. paliwaWpływ nagromadzonego plutonu – zmniejszenie ujemnego efektu temp. paliwa


Przebieg zmian parametrów reaktora Przebieg zmian parametrów reaktora podczas awarii w EJ Czarnobylpodczas awarii w EJ Czarnobyl

Zmiany zawartości pary, reaktywności i mocy reaktora RBMK w ostatniej fazie awarii:Zmiany zawartości pary, reaktywności i mocy reaktora RBMK w ostatniej fazie awarii: 1 – wzg. moc neutronowa P/P1 – wzg. moc neutronowa P/P00: 0: 0÷÷120% następnie 0120% następnie 0÷÷48 000%; 2 – reaktywność 48 000%; 2 – reaktywność ΔΔk/k = -1% k/k = -1% ÷÷ +5%; 3 – zawartość obj. pary +5%; 3 – zawartość obj. pary

αα = 0 = 0÷÷1,21,2

1:23:40AZ-5

Dziękuję Państwu za Dziękuję Państwu za uwagę!uwagę!