Bezpiecze

ń

stwo reaktorów

j

ą

drowych

Bezpiecze

Bezpiecze

ń

ń

stwo EJ

stwo EJ

Bardzo zło

ż

one i bardzo obszerne

zagadnienie

• Bariery
• Obrona w gł

ą

b

• Zapobieganie awariom
• Kultura bezpiecze

ń

stwa

• Awarie, katastrofy

Reaktor to nie bomba atomowa

System barier powstrzymuj

ą

cych

rozprzestrzenianie si

ę

produktów

rozszczepienia

• Pierwsza bariera – materiał paliwowy

• Druga bariera – koszulka paliwowa

• Trzecia bariera – obieg pierwotny

• Czwarta bariera – obudowa

bezpiecze

ń

stwa

Bariery na drodze produktów rozszczepienia:

1-materiał paliwowy,
2-koszulka,
3-granica ciśnieniowa obiegu pierwotnego,
4-obudowa bezpieczeństwa

1 - rdze

ń

, 2- zbiornik

ci

ś

nieniowy reaktora, 3 -

wytwornica pary, 4 -
pompa obiegu
pierwotnego, 5 -
studzienka

ś

ciekowa, 6 -

zbiornik wody awaryjnego
układu zasilaj

ą

cego

wytwornic pary AUZWP, 7
- pompa AUZWP, 8 -
wymiennik ciepła układu
zraszania obudowy
bezpiecze

ń

stwa, 9 - dysze

rozpryskowe układu
zraszania obudowy
bezpiecze

ń

stwa, 10 -

ś

ciana betonowa obudowy

bezpiecze

ń

stwa, 11 -

wykładzina stalowa
obudowy bezpiecze

ń

stwa,

12 – odprowadzenie gazu z
przestrzeni mi

ę

dzy

powłokami, 13 – filtr, 14 –
komin wentylacyjny

Obrona w gł

ą

b

Obrona w gł

ą

b jest przyj

ę

tym sposobem post

ę

powania i

zapobiegania przedostania si

ę

produktów

rozszczepienia do otoczenia polegaj

ą

cym na

wprowadzeniu kilku poziomów ochrony. Ustala ogóln

ą

strategi

ę

stosowania

ś

rodków bezpiecze

ń

stwa i

charakterystyk

ę

elektrowni j

ą

drowych.

•

Obrona w gł

ą

b okre

ś

la trzy podstawowe funkcje

bezpiecze

ń

stwa:

•

kontrolowania mocy

•

chłodzenia paliwa

•

separacji produktów rozszczepienia

Poziom 1

Projekt musi zapewnia

ć

maksimum bezpiecze

ń

stwa w

warunkach normalnej eksploatacji oraz uwzgl

ę

dnia

ć

mo

ż

liwie wysoki poziom tolerancji na wyst

ę

puj

ą

ce awarie

systemów. Nale

ż

y korzysta

ć

z rozwi

ą

za

ń

korzystnych dla

prowadzenia bezpiecznej eksploatacji, kła

ść

szczególny

nacisk na zapewnienie jako

ś

ci, zwielokrotnianie układów,

łatwo

ść

przeprowadzania testów i inspekcji w całym okresie

eksploatacji.

Konstrukcja reaktora powinna posiada

ć

nast

ę

puj

ą

ce własno

ś

ci:

•

ujemny temperaturowy współczynnik reaktywno

ś

ci w całym

zakresie eksploatacyjnym

•

stosowanie materiałów o znanych i sprawdzonych
własno

ś

ciach

•

zwielokrotnienie układów pomiarowych zapewniaj

ą

ce ci

ą

gła

kontrol

ę

stanu obiektu

•

stosowanie najwy

ż

szych standardów in

ż

ynierskich

•

ci

ą

głe monitorowanie wszystkich systemów celem wykrycia

nieoczekiwanych awarii

Poziom 2

Zakładaj

ą

c,

ż

e pomimo podj

ę

tych wysiłków przy

projektowaniu, budowie i eksploatacji, wyst

ą

pi

ą

awarie nale

ż

y przyj

ąć

takie rozwi

ą

zania, które

maksymalnie zminimalizuj

ą

wynikłe z tych awarii

skutki dla personelu populacji i

ś

rodowiska.

Konstrukcja układów bezpiecze

ń

stwa powinna

obejmowa

ć

:

•

awaryjny system chłodzenia rdzenia

•

zwielokrotniony system wył

ą

czenia reaktora

•

niezale

ż

ny awaryjny system zasilania

elektrycznego układów bezpiecze

ń

stwa,

pomiarów i układów sterowania

Poziom 3

Wprowadzenie dodatkowych systemów

bezpiecze

ń

stwa w oparciu o analiz

ę

hipotetycznych awarii, które mog

ą

zniszczy

ć

podstawowe systemy

bezpiecze

ń

stwa.

Poziom 4

Zapobiega rozwojowi awarii; słu

ż

y do rozwa

ż

enia

szerokiego zakresu strategii zapobiegawczych
maj

ą

cych na celu umiej

ę

tne post

ę

powanie z

awariami oraz do wł

ą

czenia

ś

rodków słu

żą

cych

do kontroli tych awarii, których rezultatem mo

ż

e

by

ć

powa

ż

ne zniszczenie rdzenia reaktora.

Zawarte s

ą

tutaj odpowiednie procedury słu

żą

ce

do nadzoru takich funkcji obudowy
bezpiecze

ń

stwa jak jej zdolno

ść

do

wytrzymywania deflagracji wodoru, b

ą

d

ź

poprawienie odporno

ś

ci płyty fundamentowej na

stopienie.

Poziom 5

Jego celem jest złagodzenie radiologicznych

skutków potencjalnego wydostania si

ę

produktów rozszczepienia w czasie
powa

ż

nej awarii; mog

ą

one by

ć

zredukowane dzi

ę

ki usprawnieniom na

poprzednich poziomach oraz dzi

ę

ki

zmniejszeniu ilo

ś

ci i składu uwalnianych z

elektrowni produktów radioaktywnych.

Zasady obrony w gł

ą

b

5

4

3

2

1

Działania awaryjne wokoło
uszkodzonego obiektu

Ograniczanie nast

ę

pstw

radiologicznych du

ż

ych uwolnie

ń

produktów radioaktywnych

Uzupełniaj

ą

ce układy

bezpiecze

ń

stwa i procedury dla

ci

ęż

kich awarii

Ograniczania ci

ęż

kich awarii

In

ż

ynieryjne cechy i układy

bezpiecze

ń

stwa i procedury awaryjne

Kontrola awarii projektowych

Układy sterowania, ograniczania i
bezpiecze

ń

stwa

Kontrola odchyle

ń

od normalnej

eksploatacji detekcja uszkodze

ń

Projektowe zapasy bezpiecze

ń

stwa i

wysoka jako

ść

projektu i eksploatacji

Zapobieganie odchyleniom od
normalnej eksploatacji i
uszkodzeniom

Skala zagro

ż

e

ń

j

ą

drowych INES

Zapobieganie awariom

Podstawowym

ś

rodkiem zapobiegania awariom

jest d

ąż

enie do zachowania najwy

ż

szej jako

ś

ci

w projekcie, budowie i eksploatacji tak,

ż

e

odchylenia od normalnego stanu s

ą

niezwykle

rzadkie.

W konstrukcji układów bezpiecze

ń

stwa

wykorzystuje si

ę

:

•

zwielokrotnianie urz

ą

dze

ń

•

zró

ż

nicowanie konstrukcji

•

fizyczn

ą

separacj

ę

urz

ą

dze

ń

•

zachowanie niezale

ż

no

ś

ci działania

•

zachowanie mo

ż

liwo

ś

ci testowania urz

ą

dze

ń

Reaktor PWR – przy

grzaniu wody moc

maleje

Reaktor RBMK – przy
grzaniu moc ro

ś

nie

Pasywne cechy bezpiecze

ń

stwa

Bierny Układ Awaryjnego

Chłodzenia Rdzenia

Przebieg konwekcji naturalnej w obiegu pierwotnym reaktora

1— rdze

ń

, 2—górna komora mieszania, 3 — gor

ą

ca gał

ąź

obiegu pierwotnego,

4 —wytwornica pary, 5 — kolektor parowy, 6 – główna pompa

cyrkulacyjna, 7 - gał

ąź

zimna obiegu pierwotnego, 8 – dolna

komora mieszania

Redundancja

Je

ś

li dwa z trzech czujników temperatury wyka

żą

przekroczenie progu, reaktor

zostanie wył

ą

czony. Aby jednak zapewni

ć

ró

ż

norodno

ść

, podobny układ

sygnałów działa w oparciu o pomiar ci

ś

nienia.

Ró

ż

norodno

ść

układów

Przykład ró

ż

norodnego nap

ę

du pomp awaryjnego układu zasilania

wytwornic pary. Dwie pompy s

ą

nap

ę

dzane silnikami elektrycznymi, a

dwie turbinami parowymi.

Aktywny Układ Awaryjnego

Chłodzenia Rdzenia

A – obszar wewn

ą

trz obudowy bezpiecze

ń

stwa, B – obszar poza obudow

ą

bezpiecze

ń

stwa, 1 – zbiornik UACR, 2 – pompa niskoci

ś

nieniowa UACR, 3 – zawór

zwrotny, 4 – miska

ś

ciekowa, 5 – wymiennik ciepła, 6 – zbiornik UACR o wysokim

st

ęż

eniu kwasu borowego, 7 – pompa wysokoci

ś

nieniowa UACR, 8 –

ś

ciana obudowy

bezpiecze

ń

stwa

Układ chwytacza stopionego

rdzenia

1) Rdze

ń

reaktora,

2) Zbiornik ci

ś

nieniowy reaktora,

3) Pokrywa przetapiana przez

rdze

ń

,

4) Dno tunelu przelewowego,
5) Beton fundamentów obudowy

bezpiecze

ń

stwa,

6) Tunel przelewowy,
7) Materiał ogniotrwały ZrO

2

,

8) Chłodzenie wodne chwytacza,
9) Warstwa powierzchniowa

przeznaczona na wytopienie,

10) Chwytacz rdzenia - basen dla

stopionego rdzenia.

Obudowa bezpiecze

ń

stwa

Testy obudowy bezpiecze

ń

stwa

W 1988 przeprowadzono test, podczas którego

wojskowy samolot F-4 Phantom uderzył w
betonow

ą ś

cian

ę

symuluj

ą

c zderzenie z

obudow

ą

bezpiecze

ń

stwa reaktora j

ą

drowego.

Pr

ę

dko

ść

samolotu wynosiła 215 m/s natomiast

grubo

ść ś

ciany 3,66 m.

Do

ś

wiadczenie to wykazało,

ż

e 96% energii

zostało zu

ż

yte do zniszczenie samolotu, a 4%

do zniszczenia

ś

ciany. Penetracja w gł

ą

b betonu

wyniosła 6 cm.

Kultura bezpiecze

ń

stwa

Kultura bezpiecze

ń

stwa w obiektach j

ą

drowych rz

ą

dzi

działaniami i współprac

ą

wszystkich osób i organizacji

podejmuj

ą

cych prac

ę

dla potrzeb energetyki j

ą

drowej, ze

szczególnym uwzgl

ę

dnieniem nast

ę

puj

ą

cych elementów:

• Problemom bezpiecze

ń

stwa po

ś

wi

ę

ca si

ę

pełn

ą

uwag

ę

,

na jak

ą

zasługuj

ą

, w szczególno

ś

ci stosuje si

ę

zasad

ę

,

ż

e

bezpiecze

ń

stwo jest wa

ż

niejsze od wytwarzania energii

elektrycznej

Kultura bezpiecze

ń

stwa cd.

• Odpowiedzialno

ść

za bezpiecze

ń

stwo jest

jednoznacznie okre

ś

lona

• Kierownictwo elektrowni i personel s

ą

przeszkoleni tak, by zdawali sobie spraw

ę

z wagi

zagadnie

ń

bezpiecze

ń

stwa

• Zach

ę

ca si

ę

personel do uczenia si

ę

na własnych

bł

ę

dach i wyci

ą

gania wniosków z bł

ę

dów

popełnionych przez innych

• Popiera si

ę

aktywn

ą

współprac

ę

mi

ę

dzy

operatorami elektrowni i krajami rozwijaj

ą

cymi

energetyk

ę

j

ą

drow

ą

(np. poprzez wymian

ę

raportów z awarii, misje bezpiecze

ń

stwa MAEA

itp.)

Maksymalny udział biernych układów

w systemie bezpiecze

ń

stwa EJ

Aby reaktor był bezpieczny wystarczy niezawodnie
• WYŁ

Ą

CZA

Ć

REAKTOR W RAZIE AWARII I

• UTRZYMA

Ć

RDZE

Ń

ZALANY WOD

Ą

.

EUR wymaga by bezpiecze

ń

stwo oparte było na zjawiskach

naturalnych: siła ci

ąż

enia, ci

ś

nienie hydrostatyczne, konwekcja

naturalna.

• Układy bezpiecze

ń

stwa poczwórne, w osobnych budynkach,

zabezpieczone przed trz

ę

sieniem ziemi, uderzeniem samolotu

itd.

• System wielu barier chroni przed uwolnieniem radioaktywno

ś

ci

• Pot

ęż

na obudowa bezpiecze

ń

stwa wytrzymuje awarie w EJ i

chroni przed atakiem z zewn

ą

trz.

• Wszystkie elementy układów bezpiecze

ń

stwa s

ą

sprawdzone

na odporno

ść

na warunki awaryjne

EJ zbudowana zgodnie z najnowszymi

wymaganiami nie stwarza zagro

ż

enia nawet

po awarii

• Po awariach uwzgl

ę

dnionych w projekcie (a

ż

do

rozerwania obiegu pierwotnego) nie potrzeba

ż

adnych

działa

ń

dalej ni

ż

800 m od EJ

• Nawet po hipotetycznych ci

ęż

kich awariach nie ma

zagro

ż

enia dla ludno

ś

ci poza stref

ą

wył

ą

czenia EJ

• Nie potrzeba wczesnych działa

ń

ochronnych po awarii

dalej ni

ż

800 m od EJ (granica strefy wył

ą

czenie wokoło EJ)

• Nie potrzeba działa

ń ś

rednio terminowych dalej ni

ż

3 km

od EJ

• Nie potrzeba działa

ń

długoterminowych ( ewakuacja,

ograniczenie spo

ż

ycia płodów rolnych) dalej ni

ż

800 m od EJ

Takie bezpiecze

ń

stwo zapewniaj

ą

EJ z EPR budowane w

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

Co mo

ż

e spowodowa

ć

zniszczenie obudowy

bezpiecze

ń

stwa?

Wczesne zagro

ż

enia przy powa

ż

nej awarii:

•

Obej

ś

cie obudowy w razie rozerwania obiegu pierwotnego w

wytwornicy pary i awarii zaworów nadmiarowych po stronie wtórnej

•

Rozerwanie zbiornika reaktora pod wysokim ci

ś

nieniem, które

powoduje gwałtowny wzrost ci

ś

nienia i temperatury

•

Zapłon i wybuch wodoru wydzielonego z rdzenia

Zagro

ż

enia długoterminowe

•

Brak mo

ż

liwo

ś

ci odbioru ciepła z obudowy powoduje powolny

wzrost ci

ś

nienia w obudowie

•

Przetopienie płyty fundamentowej reaktora (mniej gro

ź

ne dzi

ę

ki

filtracji produktów rozszczepienia przez grunt pod obudow

ą

).

Najpowa

ż

niejsze awarie w

reaktorach j

ą

drowych

31

0

0

0

3

0

Skutki śmiertelne

zniszczony

zniszczony

bez uszkodz.

zniszczony

1 el. pal.

stopione

20% el. pal.

uszkodzne

150 el. pal.

Stan rdzenia po
awarii

nadkrytycz-

ność

stopienieie

rdzenia

pożar

blokada

chłodzenia

nadkrytycz-

ność

pożar

Typ awarii

H

2

O

H

2

O

H

2

O

CO

2

H

2

O

powietrze

Chłodziwo

grafit

H

2

O

H

2

O

D

2

O

H

2

O

grafit

Moderator

3200

2770

3300

30

3

180

Moc cieplna [MW]

1986

1979

1975

1969

1961

1957

Rok awarii

1983

1978

1974

1968

1958

1951

Rok uruchomienia

RBMK

PWR

BWR

-

-

-

Typ reaktora
energetycznego

cywilny

cywilny

cywilny

cywilny

wojskowy

wojskowy

Sposób
wykorzystania

energetyczny

energetyczny

energetyczny

doświadcz.

doświadcz.

produkcyjny.

(Pu)

Przeznaczenie
reaktora

ZSRR

Stany Zjedn.

Stany Zjedn.

Szwajcaria

Stany Zjedn.

W.Brytania

Kraj

Czarnobyl

TMI - 2

Browns

Ferry - 1

Lucens

SL - 1

Windscale - 1

Oznaczenie reaktora

Reaktor RBMK - Czarnobyl

W całej historii reaktorów energetycznych poza

Czarnobylem nikt nie stracił

ż

ycia ani zdrowia wskutek

awarii j

ą

drowej w elektrowni j

ą

drowej Reaktory RBMK

jakie pracowały w Czarnobylu były zasadniczo inne ni

ż

wszystkie inne reaktory energetyczne:

i

Konstrukcja RBMK oparta była o rozwi

ą

zania

reaktorów wojskowych do produkcji Pu

i

Przy małych mocach, po awarii moc ich rosła

zamiast male

ć

i

Nie miały obudowy bezpiecze

ń

stwa

i

Były eksploatowane wbrew zasadom bezpiecze

ń

stwa

Dzi

ę

kuj

ę

za uwag

ę