porownjadorwych

[ Pobierz całość w formacie PDF ]
Porównanie dostępnych na rynku reaktorów jądrowych: zalety i wady
techniczne, ekologiczne i ekonomiczne
Autor: Andrzej Strupczewski
1)
- Instytut Energii Atomowej
POLATOM
(„Energetyka” – nr 8/2009)
Geneza rozwoju filozofii bezpieczeństwa jądrowego
JuŜ od pierwszych lat rozwoju energetyki jądrowej w USA i krajach Europy Zachodniej
wymagania bezpieczeństwa jądrowego uznawano za nadrzędne, waŜniejsze od względów
ekonomicznych, a cała technika reaktorowa ukierunkowana była na osiągnięcie jak
największego bezpieczeństwa.
Zdając sobie sprawę z zawodności człowieka i z moŜliwości awarii urządzeń, w energetyce
jądrowej wprowadzono zasadę „obrony w głąb”, według której naleŜy projektować
elektrownie z duŜymi zapasami bezpieczeństwa, wykonywać je z jak najlepszych materiałów
i z zachowaniem najwyŜszej jakości, wprowadzać układy zapobiegające niebezpiecznym
odchyleniom od nominalnych parametrów eksploatacyjnych, a w razie wystąpienia takich
odchyleń zapewniających powstrzymanie rozwoju awarii i bezpieczne wyłączenie elektrowni.
Obrona w głąb obejmuje ogromny zespół środków i działań, których ukoronowaniem jest
zasada utrzymywania i rozwijania kultury bezpieczeństwa, w której na wszystkich szczeblach
organizacji, od robotnika do prezesa zarządu, zapewnienie bezpieczeństwa uznaje się za
sprawę najwaŜniejszą, a kierownictwo elektrowni popiera wszelkie działania zmierzające do
podniesienia świadomości zagroŜeń i konieczności zapewnienia bezpieczeństwa.
W projekcie samej elektrowni dominuje zasada tworzenia i utrzymywania szeregu barier
chroniących przed wydzielaniem materiałów promieniotwórczych poza elektrownię. System
ten obejmuje cztery kolejne bariery, a mianowicie sam materiał paliwowy, w którym
pozostaje ponad 99,9% produktów rozszczepienia, koszulki elementów paliwowych, szczelne
i wykonane z cyrkonu, który odporny jest na wysokie temperatury i zachowuje wytrzymałość
w temperaturach rzędu tysiąca stopni, zbiornik reaktora i rury obiegu pierwotnego, wykonane
z najlepszych moŜliwych materiałów i kontrolowane w ciągu całego 60-letniego okresu pracy
elektrowni, a wreszcie czwartą barierę – obudowę bezpieczeństwa, odporną na ciśnienie i
temperaturę, jakie mogą powstać po awarii i będącą widoczną z dala oznaką elektrowni
jądrowej. System barier, podobnie jak system obrony w głąb, stworzony jest tak, Ŝe gdy
zawiedzie jakiś element, to na jego miejsce zaczyna pracować inny, przy czym w
nowoczesnych elektrowniach takich elementów rezerwowych jest wiele.
Niezbędną cechą bezpieczeństwa reaktora jest naturalne w reaktorach wodnych ujemne
sprzęŜenie zwrotne temperatury i mocy reaktora. Zapewnia ono, Ŝe w razie awarii
powodującej podgrzanie rdzenia reaktora samoczynnie zmniejsza się jego moc, a następnie
reaktor wyłącza się całkowicie. Wprawdzie rozpadają się jeszcze produkty rozszczepienia
nagromadzone w rdzeniu podczas pracy reaktora powodując grzanie powyłączeniowe, które
trzeba odebrać z reaktora, ale wielkość tego grzania wynosi zaledwie kilka procent mocy
nominalnej i szybko maleje.
Niestety tego ujemnego sprzęŜenia zwrotnego nie było w reaktorze z moderatorem
grafitowym pracującym w Czarnobylu, zbudowanym w oparciu o rozwiązania reaktorów
produkujących pluton do celów militarnych. Przeciwnie, miał on tę wyjątkową cechę, Ŝe po
podgrzaniu rdzenia moc jego samoczynnie rosła. W czasie awarii moc reaktora w Czarnobylu
wzrosła do poziomu 1000-krotnie większego od mocy nominalnej. Nie było tam teŜ obudowy
bezpieczeństwa, a ani działania dozoru jądrowego, ani poziom świadomości pracowników
elektrowni nie odpowiadały wymaganiom współczesnej filozofii bezpieczeństwa jądrowego.
Dlatego w przeciwieństwie do reaktorów typu PWR lub BWR, które mają za sobą ponad 10
tysięcy reaktorolat bezpiecznej eksploatacji, w Czarnobylu doszło do cięŜkiej awarii,
najpowaŜniejszej, jaka moŜe zdarzyć się w reaktorze jądrowym.
Reaktor w Czarnobylu był tak bardzo róŜny od wszystkich reaktorów zachodnich, Ŝe w
pierwszych latach po awarii w Czarnobylu eksperci jądrowi uwaŜali, Ŝe wnioski z tej awarii
nie mogą być stosowane do „normalnych” reaktorów z moderatorem wodnym, wyposaŜonych
w systemy barier z obudową bezpieczeństwa, chronionych metodami obrony w głąb i
eksploatowanych zgodnie z zasadami kultury bezpieczeństwa. Ale udoskonalenia techniczne
pozwoliły wprowadzić nowe układy i przyrządy, chroniące nas przed nawet najcięŜszymi
awariami, mogącymi zdarzać się bardzo rzadko, powodowanymi połączeniem uszkodzeń
urządzeń z błędami człowieka i zagroŜeniami mającymi źródło poza samą elektrownią.
W wyniku tego opracowano elektrownie III generacji, dziś juŜ dostępne na rynku
energetycznym, które zapewniają poziom bezpieczeństwa, o jakim nie moŜna było nawet
marzyć w połowie XX wieku, gdy zaczynał się rozwój elektrowni jądrowych.
Współczesne wymagania bezpieczeństwa jądrowego
System obrony w głąb i system barier zapewnia współczesnym elektrowniom jądrowym
odporność na uszkodzenia i błędy ludzkie. Obieg pierwotny chłodzenia reaktora wykonany
jest z tak dobrych materiałów i z tak duŜymi projektowymi marginesami bezpieczeństwa, Ŝe
prawdopodobieństwo jego duŜego pęknięcia ocenia się jako mniejsze niŜ raz na 10 000 lat.
Ponadto wprowadza się system wykrywania przecieków, oparty na zastosowaniu trzech
niezaleŜnych i niezawodnych metod detekcji, mający zapewnić, Ŝe nim dojdzie do pęknięcia
wykryjemy małe przecieki i wyłączymy reaktor. Gdyby jednak doszło do pęknięcia, to na
miejsce wody chłodzącej traconej przez rozerwaną rurę doprowadza się wodę z układów
chłodzenia awaryjnego, złoŜonych z czterech równoległych i niezawodnych podsystemów, z
których jeden tylko wystarczy do skutecznego odbioru ciepła z rdzenia reaktora i utrzymania
paliwa reaktorowego pod pokrywą wody.
W analizach przebiegu takiej awarii zakłada się najbardziej niekorzystne przebiegi wszystkich
zjawisk, tak by rzeczywisty przebieg zdarzeń nie mógł być groźniejszy od tego, który
zakładamy w analizach. Przy takim podejściu trzeba udowodnić, Ŝe reaktor nawet po takiej
awarii pozostanie bezpieczny, to jest, Ŝe nie wydzielą się poza obudowę bezpieczeństwa
produkty rozszczepienia mogące stworzyć niedopuszczalne zagroŜenie dla człowieka.
Takie wymagania spełniają pracujące obecnie elektrownie jądrowe w USA i krajach Unii
Europejskiej, a takŜe w innych krajach naleŜących do OECD.
JednakŜe społeczność nuklearna nie poprzestała na tym poziomie bezpieczeństwa. ChociaŜ
układy bezpieczeństwa i metody działania w razie awarii wystarczają do utrzymania
skutecznego chłodzenia rdzenia i zabezpieczenia go przed stopieniem, w elektrowniach
jądrowych III generacji przyjęto załoŜenie, Ŝe z powodów, których nie potrafimy sobie
wyobrazić, rdzeń ulega jednak stopieniu. Gdybyśmy znali te powody, to wprowadzilibyśmy
odpowiednie zabezpieczenia. Tak np. by zabezpieczyć się przed utratą zasilania
elektrycznego z sieci instalujemy w elektrowni jądrowej rezerwowe generatory z napędem
silnikami Diesla, dodajemy awaryjny przewoźny generator, a nawet zapewniamy dodatkowe
połączenie linią energetyczną z elektrownią wodną, która moŜe dostarczyć moc potrzebną do
chłodzenia elektrowni jądrowej.
Te środki bezpieczeństwa redukują zagroŜenie do wielkości tak małych, Ŝe uznano by je za
nieistotne w kaŜdej innej gałęzi przemysłu. Przyjęte obecnie poziomy ryzyka odpowiadają
częstości awarii z wydzieleniem produktów rozszczepienia poza obudowę bezpieczeństwa
poniŜej raz na 100 000 lat. ZagroŜenie dla człowieka jest znikomo małe – energetyka jądrowa
szczyci się tym, Ŝe w ciągu całego okresu ponad pół wieku pracy elektrowni typu PWR i
BWR nikt nie stracił Ŝycia ani nie poniósł szkody na zdrowiu wskutek awarii jądrowej. Ale w
elektrowniach jądrowych III generacji zabezpieczenia projektowane są tak, by chroniły
człowieka nawet w razie cięŜkich awarii ze stopieniem rdzenia. MoŜliwe rozwiązania
rozpatrzymy na przykładach nowych reaktorów, które są juŜ eksploatowane, budowane lub
licencjonowane w krajach przodujących w rozwoju energetyki jądrowej.
Ogólne cechy reaktorów III generacji
Pierwsze reaktory III generacji zaczęły pracę w Japonii w 1996 roku. Obecnie są one
budowane w Finlandii, Francji, Japonii, Korei Płd., w Chinach i w Rosji, są juŜ zamówione
dla ponad 30 elektrowni jądrowych w USA i planowane dla 400 elektrowni w kilkudziesięciu
krajach.
Reaktory III generacji mają prostszą konstrukcję, co obniŜa ich koszty, lepiej wykorzystują
paliwo i mają wbudowane dodatkowe cechy bezpieczeństwa. Dawniej budowane reaktory II
generacji okazały się bezpieczne i niezawodne, ale są obecnie zastępowane lepszymi
rozwiązaniami. Cechy reaktorów III generacji są następujące:
• znormalizowane rozwiązanie projektowe dla kaŜdego typu dla przyspieszenia
licencjonowania, zmniejszenia nakładów inwestycyjnych i skrócenia czasu budowy;
• prostsza i mocniejsza konstrukcja, co ułatwia ich eksploatację i zwiększa odporność na
zakłócenia eksploatacyjne;
• wyŜsza dyspozycyjność i dłuŜszy czas Ŝycia - typowo 60 lat;
• dalsze zmniejszenie moŜliwości awarii ze stopieniem rdzenia;
• odporność na powaŜne uszkodzenia spowodowane uderzeniem samolotu, które mogłyby
prowadzić do skutków radiologicznych;
• wyŜsze wypalenie dla zmniejszenia zuŜycia paliwa i ilości odpadów;
• wypalane absorbery neutronów (wypalane zatrucia stałe) dla przedłuŜenia okresu Ŝycia
paliwa.
US NRC zwraca ponadto uwagę, by w reaktorach III generacji układy wyłączenia reaktora
były mniej skomplikowane niŜ dotychczas [1].
Najbardziej znacząca róŜnica w stosunku do reaktorów II generacji to wprowadzenie wielu
pasywnych lub wrodzonych cech bezpieczeństwa, które nie wymagają aktywnych elementów
ani interwencji operatora w przypadku incydentów lub awarii, a polegają na działaniu zjawisk
takich jak siła cięŜkości, konwekcja naturalna lub odporność na działanie wysokich
temperatur. Reaktory, w których dominuje wykorzystanie zjawisk naturalnych dla
zapewnienia bezpieczeństwa wydziela się czasem jako osobną podgrupę, oznaczaną jako
generacja III+. Systemy II generacji wymagały działania aktywnych układów elektrycznych
lub mechanicznych uruchamianych odpowiednim sygnałem. Systemy pasywne, takie jak np
zawory bezpieczeństwa, działają bez kontroli operatora i nie wymagają doprowadzenia
energii z zewnątrz. Zarówno systemy aktywne jak i pasywne budowane są w postaci
podukładów równoległych i wzajemnie się rezerwujących. Wrodzone cechy bezpieczeństwa
polegają tylko na działaniu zjawisk fizycznych, takich jak konwekcja, siła cięŜkości lub
odporność na wysokie temperatury, a nie na działaniu urządzeń inŜynieryjnych.
Licencjonowanie projektu odbywa się na podstawie przepisów państwowych ustalonych w
zakresie bezpieczeństwa jądrowego w kaŜdym kraju. W Unii Europejskiej trwają działania
dla ujednolicenia wymagań licencyjnych, koordynowane przez Stowarzyszenie Regulatorów
Zachodnio-Europejskich WENRA (West European Nuclear Regulatory Association). W
Europie reaktory moŜna takŜe licencjonować w oparciu o zgodność z wymaganiami
europejskich towarzystw energetycznych EUR (European Utility Requirements), które są z
zasady ostrzejsze od wymagań urzędów dozoru jądrowego w poszczególnych krajach.
Obejmują one około 5000 wymagań dla nowych elektrowni jądrowych. Do tej pory zgodność
z wymaganiami EUR uzyskał reaktor EPR firmy
AREVA,
AP1000 firmy
Westinghouse,
AES-92 firmy
Gidro-press,
ABWR firmy
General Electric,
SWR-1000 firmy
AREVA
i BWR
90 firmy
Westinghouse
[2].
W USA szereg typów reaktorów otrzymało certyfikaty projektowe, a dalsze projekty są
rozpatrywane, w tym ESBWR firmy
GE-Hitachi,
US EPR firmy
AREVA
i US APWR firmy
Mitsubishi.
Dalsze sześć projektów będzie rozpatrzonych w 2010 roku, wśród nich ACR
firmy
Atomic Energy of Canada Ltd,
IRIS firmy
Westinghouse,
PBMRE firmy
ESKOM
i 4S
firmy
Toshiba
[1].
Zwiększone bezpieczeństwo reaktorów III generacji
Reaktor AP 1000 firmy
Westinghouse
będący przeskalowaną wersją reaktora AP 600
otrzymał ostateczny certyfikat projektowy w grudniu 2005 r. jako pierwszy reaktor Generacji
III+. Stanowi on wynik pracy przez 1300 osobolat i programu projektowania i badań, który
kosztował 440 mln USD. W maju 2007 r. firma
Westinghouse
wystąpiła o certyfikat brytyjski
i uzyskała poparcie brytyjskich przedsiębiorstw energetycznych, a takŜe działającej w
Wielkiej Brytanii firmy
E.On
.
Dzięki modułowej budowie i redukcji aktywnych układów bezpieczeństwa koszty
inwestycyjne dla reaktora AP 1000 mają być niŜsze niŜ dla reaktorów innych typów, a czas
jego budowy ma być znacznie skrócony. Budowany jest on w Chinach (4 bloki, z wieloma
dalszymi w perspektywie) i jest przedmiotem kontraktów zawieranych w USA i w Europie.
Pozwala on na pracę z całym rdzeniem z paliwa typu MOX, to jest paliwa z mieszaniny
tlenków uranu i plutonu, otrzymywanego w wyniku przerobu paliwa wypalonego.
Rozwiązanie amerykańskiego reaktora AP1000 opiera się na zastosowaniu wypróbowanej
technologii, z połoŜeniem nacisku na te cechy bezpieczeństwa, które oparte są na zjawiskach
naturalnych, jak siła cięŜkości, przepływ w obiegu konwekcji naturalnej, ciśnienie spręŜonych
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.
W układach tych nie ma elementów czynnych (jak pompy, wentylatory lub generatory z
silnikami Diesla), a ich działanie nie wymaga systemów pomocniczych zakwalifikowanych
do systemów bezpieczeństwa (takich jak zasilanie prądem zmiennym, chłodzenie elementów
systemów bezpieczeństwa, odpowiedzialna woda techniczna, wentylacja i klimatyzacja).
Dzięki temu wyeliminowano zaliczone do układów bezpieczeństwa awaryjne generatory z
silnikami Diesla i cały kompleks potrzebnych dla nich podsystemów, jak spręŜone powietrze
potrzebne do ich uruchomienia, zbiorniki paliwa i pompy, a takŜe system poboru powietrza i
usuwania spalin.
Pasywne systemy bezpieczeństwa obejmują układ pasywnego wtrysku chłodziwa do reaktora,
pasywny układ odbioru ciepła powyłączeniowego i pasywny układ chłodzenia obudowy
bezpieczeństwa. Ten ostatni układ jest specyficznym rozwiązaniem charakterystycznym dla
reaktora AP000, zapewniającym, Ŝe reaktor pozostanie bezpieczny nawet przy długotrwałym
braku zasilania elektrycznego z jakichkolwiek źródeł prądu zmiennego.
W porównaniu ze standardowym blokiem jądrowym o podobnej mocy, AP1000 ma o 35%
mniej pomp, o 80% mniej przewodów rurowych związanych z bezpieczeństwem oraz o 50%
mniej zaworów bezpieczeństwa klasy ASME. W układach bezpieczeństwa nie potrzeba
stosować pomp. Te czynniki powodują, Ŝe AP1000 jest o wiele bardziej zwartym blokiem, w
porównaniu z wcześniejszymi projektami. Dzięki temu, Ŝe mamy mniej wyposaŜenia i rur,
większość instalacji bezpieczeństwa mieści się wewnątrz obudowy bezpieczeństwa. W
efekcie, AP1000 ma około 55% mniej rur przechodzących przez obudowę bezpieczeństwa, w
porównaniu z blokami reaktorowymi obecnej generacji. Objętość budynków kategorii
sejsmicznej I jest około 45% mniejsza w porównaniu z wcześniejszymi projektami o
porównywalnej mocy.
W lipcu 2007 r. firma
Westinghouse
złoŜyła do NRC wniosek o zatwierdzenie uzupełnień
projektowych reaktora AP 1000, dotyczących uzupełnienia obudowy bezpieczeństwa tak by
wytrzymywała ona uderzenie duŜego samolotu pasaŜerskiego, modyfikacji stabilizatora
ciśnienia i kilku problemów bezpieczeństwa zwykle rozpatrywanych na etapie wydawania
zezwolenia na budowę i eksploatację (COL). NRC przyjęła ten wniosek i zamierza zakończyć
rozpatrywanie go w 2009 roku, a wydać licencję w 2010 r.
European Pressurized Reactor EPR spełnia ostre wymagania europejskich przedsiębiorstw
energetycznych EUR. Firma
AREVA
(dawniej
Framatome ANP)
opracowała reaktor EPR o
mocy elektrycznej 1650 MW ustalony w 1995 roku jako nowy standard dla Francji. Otrzymał
on certyfikat dozoru francuskiego w 2004 roku. EPR jest wynikiem połączenia cech reaktora
francuskiego N4 i niemieckiego Konvoi i ma produkować energię elektryczną o 10% taniej.
EPR moŜe pracować w systemie nadąŜania mocy za obciąŜeniem, z wypaleniem paliwa do 65
GWd/t i wysoką sprawnością cieplną wynoszącą 37%. EPR moŜe pracować z całym rdzeniem
z paliwa MOX. Oczekiwany współczynnik wykorzystania mocy zainstalowanej wynosi 92%
[ Pobierz całość w formacie PDF ]

zanotowane.pl

doc.pisz.pl

pdf.pisz.pl

fotocafe.xlx.pl