bezpieczenstwo

1 - rdze

, 2- zbiornik

nieniowy reaktora, 3 -

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

ciekowa, 6 -

zbiornik wody awaryjnego
układu zasilaj

cego

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

stwa, 9 - dysze

rozpryskowe układu
zraszania obudowy
bezpiecze

stwa, 10 -

ciana betonowa obudowy

bezpiecze

stwa, 11 -

wykładzina stalowa
obudowy bezpiecze

stwa,

12 – odprowadzenie gazu z
przestrzeni mi

dzy

powłokami, 13 – filtr, 14 –
komin wentylacyjny

Obrona w gł

b jest przyj

tym sposobem post

powania i

zapobiegania przedostania si

produktów

rozszczepienia do otoczenia polegaj

cym na

wprowadzeniu kilku poziomów ochrony. Ustala ogóln

strategi

stosowania

rodków bezpiecze

stwa i

charakterystyk

elektrowni j

drowych.

•

Obrona w gł

b okre

la trzy podstawowe funkcje

bezpiecze

stwa:

•

kontrolowania mocy

•

chłodzenia paliwa

•

separacji produktów rozszczepienia

Poziom 1

Projekt musi zapewnia

maksimum bezpiecze

stwa w

warunkach normalnej eksploatacji oraz uwzgl

dnia

liwie wysoki poziom tolerancji na wyst

puj

ce awarie

systemów. Nale

y korzysta

z rozwi

korzystnych dla

prowadzenia bezpiecznej eksploatacji, kła

ść

szczególny

nacisk na zapewnienie jako

ci, zwielokrotnianie układów,

łatwo

ść

przeprowadzania testów i inspekcji w całym okresie

eksploatacji.

Konstrukcja reaktora powinna posiada

nast

puj

ce własno

ci:

•

ujemny temperaturowy współczynnik reaktywno

ci w całym

zakresie eksploatacyjnym

•

stosowanie materiałów o znanych i sprawdzonych
własno

ciach

•

zwielokrotnienie układów pomiarowych zapewniaj

ce ci

gła

kontrol

stanu obiektu

•

stosowanie najwy

szych standardów in

ynierskich

•

głe monitorowanie wszystkich systemów celem wykrycia

nieoczekiwanych awarii

Poziom 2

Zakładaj

e pomimo podj

tych wysiłków przy

projektowaniu, budowie i eksploatacji, wyst

awarie nale

y przyj

ąć

takie rozwi

zania, które

maksymalnie zminimalizuj

wynikłe z tych awarii

skutki dla personelu populacji i

rodowiska.

Konstrukcja układów bezpiecze

stwa powinna

obejmowa

•

awaryjny system chłodzenia rdzenia

•

zwielokrotniony system wył

czenia reaktora

•

niezale

ny awaryjny system zasilania

elektrycznego układów bezpiecze

stwa,

pomiarów i układów sterowania

Poziom 4

Zapobiega rozwojowi awarii; słu

y do rozwa

enia

szerokiego zakresu strategii zapobiegawczych
maj

cych na celu umiej

tne post

powanie z

awariami oraz do wł

czenia

rodków słu

Ŝą

cych

do kontroli tych awarii, których rezultatem mo

powa

ne zniszczenie rdzenia reaktora.

Zawarte s

tutaj odpowiednie procedury słu

Ŝą

do nadzoru takich funkcji obudowy
bezpiecze

stwa jak jej zdolno

ść

wytrzymywania deflagracji wodoru, b

poprawienie odporno

ci płyty fundamentowej na

stopienie.

Zasady obrony w gł

Działania awaryjne wokoło
uszkodzonego obiektu

Ograniczanie nast

pstw

radiologicznych du

ych uwolnie

produktów radioaktywnych

Uzupełniaj

ce układy

bezpiecze

stwa i procedury dla

ęŜ

kich awarii

Ograniczania ci

ęŜ

kich awarii

ynieryjne cechy i układy

bezpiecze

stwa i procedury awaryjne

Kontrola awarii projektowych

Układy sterowania, ograniczania i
bezpiecze

stwa

Kontrola odchyle

od normalnej

eksploatacji detekcja uszkodze

Projektowe zapasy bezpiecze

stwa i

wysoka jako

ść

projektu i eksploatacji

Zapobieganie odchyleniom od
normalnej eksploatacji i
uszkodzeniom

Zapobieganie awariom

Podstawowym

rodkiem zapobiegania awariom

jest d

ąŜ

enie do zachowania najwy

szej jako

w projekcie, budowie i eksploatacji tak,

odchylenia od normalnego stanu s

niezwykle

rzadkie.

W konstrukcji układów bezpiecze

stwa

wykorzystuje si

•

zwielokrotnianie urz

dze

•

zró

nicowanie konstrukcji

•

fizyczn

separacj

urz

dze

•

zachowanie niezale

ci działania

•

zachowanie mo

liwo

ci testowania urz

dze

Aktywny Układ Awaryjnego

Chłodzenia Rdzenia

A – obszar wewn

trz obudowy bezpiecze

stwa, B – obszar poza obudow

bezpiecze

stwa, 1 – zbiornik UACR, 2 – pompa niskoci

nieniowa UACR, 3 – zawór

zwrotny, 4 – miska

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

ęŜ

eniu kwasu borowego, 7 – pompa wysokoci

nieniowa UACR, 8 –

ciana obudowy

bezpiecze

stwa

Układ chwytacza stopionego

rdzenia

1) Rdze

reaktora,

2) Zbiornik ci

nieniowy reaktora,

3) Pokrywa przetapiana przez

rdze

4) Dno tunelu przelewowego,
5) Beton fundamentów obudowy

bezpiecze

stwa,

6) Tunel przelewowy,
7) Materiał ogniotrwały ZrO

8) Chłodzenie wodne chwytacza,
9) Warstwa powierzchniowa

przeznaczona na wytopienie,

10) Chwytacz rdzenia - basen dla

stopionego rdzenia.

Testy obudowy bezpiecze

stwa

W 1988 przeprowadzono test, podczas którego

wojskowy samolot F-4 Phantom uderzył w
betonow

ą ś

cian

symuluj

c zderzenie z

obudow

bezpiecze

stwa reaktora j

drowego.

dko

ść

samolotu wynosiła 215 m/s natomiast

grubo

ść ś

ciany 3,66 m.

wiadczenie to wykazało,

e 96% energii

zostało zu

yte do zniszczenie samolotu, a 4%

do zniszczenia

ciany. Penetracja w gł

b betonu

wyniosła 6 cm.

Kultura bezpiecze

stwa

Kultura bezpiecze

stwa w obiektach j

drowych rz

dzi

działaniami i współprac

wszystkich osób i organizacji

podejmuj

cych prac

dla potrzeb energetyki j

drowej, ze

szczególnym uwzgl

dnieniem nast

puj

cych elementów:

• Problemom bezpiecze

stwa po

ca si

pełn

uwag

na jak

zasługuj

, w szczególno

ci stosuje si

zasad

bezpiecze

stwo jest wa

niejsze od wytwarzania energii

elektrycznej

Kultura bezpiecze

stwa cd.

• Odpowiedzialno

ść

za bezpiecze

stwo jest

jednoznacznie okre

lona

• Kierownictwo elektrowni i personel s

przeszkoleni tak, by zdawali sobie spraw

z wagi

zagadnie

bezpiecze

stwa

• Zach

ca si

personel do uczenia si

na własnych

bł

dach i wyci

gania wniosków z bł

dów

popełnionych przez innych

• Popiera si

aktywn

współprac

dzy

operatorami elektrowni i krajami rozwijaj

cymi

energetyk

drow

(np. poprzez wymian

raportów z awarii, misje bezpiecze

stwa MAEA

itp.)

Maksymalny udział biernych układów

w systemie bezpiecze

stwa EJ

Aby reaktor był bezpieczny wystarczy niezawodnie
• WYŁ

CZA

REAKTOR W RAZIE AWARII I

• UTRZYMA

RDZE

ZALANY WOD

EUR wymaga by bezpiecze

stwo oparte było na zjawiskach

naturalnych: siła ci

ąŜ

enia, ci

nienie hydrostatyczne, konwekcja

naturalna.

• Układy bezpiecze

stwa poczwórne, w osobnych budynkach,

zabezpieczone przed trz

sieniem ziemi, uderzeniem samolotu

itd.

• System wielu barier chroni przed uwolnieniem radioaktywno

• Pot

ęŜ

na obudowa bezpiecze

stwa wytrzymuje awarie w EJ i

chroni przed atakiem z zewn

trz.

• Wszystkie elementy układów bezpiecze

stwa s

sprawdzone

na odporno

ść

na warunki awaryjne

EJ zbudowana zgodnie z najnowszymi

wymaganiami nie stwarza zagro

enia nawet

po awarii

• Po awariach uwzgl

dnionych w projekcie (a

rozerwania obiegu pierwotnego) nie potrzeba

adnych

działa

dalej ni

800 m od EJ

• Nawet po hipotetycznych ci

ęŜ

kich awariach nie ma

zagro

enia dla ludno

ci poza stref

wył

czenia EJ

• Nie potrzeba wczesnych działa

ochronnych po awarii

dalej ni

800 m od EJ (granica strefy wył

czenie wokoło EJ)

• Nie potrzeba działa

ń ś

rednio terminowych dalej ni

3 km

od EJ

• Nie potrzeba działa

długoterminowych ( ewakuacja,

ograniczenie spo

ycia płodów rolnych) dalej ni

800 m od EJ

Takie bezpiecze

stwo zapewniaj

EJ z EPR budowane w

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

Co mo

e spowodowa

zniszczenie obudowy

bezpiecze

stwa?

Wczesne zagro

enia przy powa

nej awarii:

•

Obej

cie obudowy w razie rozerwania obiegu pierwotnego w

wytwornicy pary i awarii zaworów nadmiarowych po stronie wtórnej

•

Rozerwanie zbiornika reaktora pod wysokim ci

nieniem, które

powoduje gwałtowny wzrost ci

nienia i temperatury

•

Zapłon i wybuch wodoru wydzielonego z rdzenia

Zagro

enia długoterminowe

•

Brak mo

liwo

ci odbioru ciepła z obudowy powoduje powolny

wzrost ci

nienia w obudowie

•

Przetopienie płyty fundamentowej reaktora (mniej gro

ne dzi

filtracji produktów rozszczepienia przez grunt pod obudow

Najpowa

niejsze awarie w

reaktorach j

drowych

Skutki śmiertelne

zniszczony

bez uszkodz.

zniszczony

1 el. pal.

stopione

20% el. pal.

uszkodzne

150 el. pal.

Stan rdzenia po
awarii

nadkrytycz-

ność

stopienieie

rdzenia

poŜar

blokada

chłodzenia

nadkrytycz-

ność

poŜar

Typ awarii

powietrze

Chłodziwo

grafit

Moderator

3200

2770

3300

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

wojskowy

Sposób
wykorzystania

energetyczny

doświadcz.

produkcyjny.

(Pu)

Przeznaczenie
reaktora

ZSRR

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

ycia ani zdrowia wskutek

awarii j

drowej w elektrowni j

drowej Reaktory RBMK

jakie pracowały w Czarnobylu były zasadniczo inne ni

wszystkie inne reaktory energetyczne:

Konstrukcja RBMK oparta była o rozwi

zania

reaktorów wojskowych do produkcji Pu

Przy małych mocach, po awarii moc ich rosła

zamiast male

Nie miały obudowy bezpiecze

stwa

Były eksploatowane wbrew zasadom bezpiecze

stwa