Czy przyszłe polskie elektrownie jądrowe będą bezpieczne?

Czy przyszłe polskie elektrownie jądrowe będą bezpieczne?

Czy przyszłe polskie elektrownie jądrowe będą bezpieczne?
Autor: Andrzej Strupczewski, INSTYTUT ENERGII ATOMOWEJ POLATOM
(„Energia Elektryczna” – nr 7/2009)
Polskie elektrownie jądrowe zapewnią nam bezpieczeństwo energetyczne i tani prąd. Ale
zgadzamy się na ich budowę tylko pod warunkiem, Ŝe będą one bezpieczne. Czy energetyka
jądrowa moŜe to nam rzeczywiście zapewnić?
Gdy tylko w Polsce zaczyna się mówić o bezpieczeństwie elektrowni jądrowych (EJ) wraca
widmo awarii w Czarnobylu i jej skutków, spotęgowanych błędnymi decyzjami władz
radzieckich i przesadzonych w przekazach przeciwników energetyki jądrowej. Trzeba więc
zdać sobie sprawę, Ŝe nasze reaktory będą zupełnie inne. Reaktor w Czarnobylu zwany
reaktorem RBMK był zaprojektowany w oparciu o rozwiązania reaktorów wojskowych do
produkcji plutonu klasy militarnej. Konstrukcja jego rdzenia pozwalała usuwać zeń paliwo w
chwili, gdy zawartość plutonu była w nim optymalna do celów wojskowych, ale wobec
reaktorów do celów wyłącznie cywilnych róŜniła się w sposób zasadniczy – oto po pewnych
typach awarii moc reaktora RBMK mogła samoczynnie rosnąć. Natommiast w reaktorach
typu PWR czy BWR – a takie budowane były w krajach Unii Europejskiej i USA – w razie
awarii moc samoczynnie maleje. Czemu?
Aby tę – najwaŜniejszą dla bezpieczeństwa- cechę reaktora zrozumieć, musimy kilka chwil
poświęcić na poznanie zjawisk zapewniających podtrzymywanie łańcuchowej reakcji
rozszczepienia w reaktgorze. OtóŜ powstające po rozszczepieniu neutrony poruszają się z
ogromnymi prędkościami (neutrony prędkie), a do rozszczepienia uranu potrzebne są
neutrony poruszające się powoli, tzw. neutrony termiczne. Do spowolnienia neutronów
wykorzystujemy wodę, która w technice reaktorowej nazywana jest „moderatorem”.
Zderzając się z jądrami wodoru neutrony prędkie tracą swą energię kinetyczną i po wielu
zderzeniach stają się neutronami termicznymi. Im więcej jest wody, tym szybciej neutrony
spowalniają się i stają się zdolne do wywołania rozszczepienia jąder uranu. JednakŜe z drugiej
strony pewna mała część neutronów przy zderzeniu z wodorem ulega pochłanianiu, dlatego
wody w reaktorze nie moŜe być za duŜo.
Ilość wody w rdzeniu dobiera się więc bardzo starannie, tak by nie było jej ani za duŜo, ani za
mało. Jeśli wskutek awarii w reaktorze PWR lub WWER nastąpi podgrzanie lub odparowanie
wody, to spowoduje ono zmniejszenie stopnia spowalniania neutronów, ich zwiększoną
ucieczkę poza rdzeń i w konsekwencji obniŜenie intensywności łańcuchowej reakcji
rozszczepienia. Jest to samoczynny mechanizm, zapewniający zasadnicze bezpieczeństwo
reaktorów, jakie będziemy budować w Polsce.
Ale w reaktorze RBMK brak było tej wrodzonej cechy bezpieczeństwa. Rolę spowalniacza
neutronów pełnił tam grafit, a woda między prętami paliwowymi słuŜyła głównie do
przenoszenia ciepła, do spowalniania neutronów nie była potrzebna. Co więcej, wobec tego Ŝe
pewna część neutronów ulega pochłanianiu w wodzie, zmniejszenie gęstości wody wskutek
podgrzania a tym bardziej jej częściowego odparowania spowodowało zmniejszenie liczby
tych pochłonięć, a co za tym idzie - wzrost liczby neutronów, które wracają jako spowolnione
do paliwa i powodują nowe rozszczepienie (rys. 1). Oznaczało to, Ŝe w razie awarii moc
reaktora RBMK rosła.
A
A
Uran
Uran
woda
woda
grafit
B
B
Uran
para wodna
Reaktory PWR i WWER
Uran
para
grafit
Reaktor RBMK (Czernobyl)
Rys. 1 Zmiany gęstości rozszczepień po odparowaniu części wody. A- normalna praca, B –
spadek przepływu wody, część wody odparowuje. W reaktorze PWR lub WWER moc maleje,
w reaktorze RBMK moc rośnie.
I w czasie awarii w Czarnobylu, gdy operatorzy popełnili cięŜkie błędy powodujące
odparowanie części wody, moc reaktora gwałtownie wzrosła – 1000 razy w ciągu 13 sekund!
Takiej mocy z paliwa nie moŜna było odebrać – paliwo uległo stopieniu i odparowaniu,
zostało gwałtownie wyrzucone do wody i zamieniło ją w parę, która rozerwała budynek
reaktora. Elektrownia jądrowa w Czarnobylu miała i inne wady – np brak obudowy
bezpieczeństwa – a sposób jej eksploatacji był sprzeczny z wymaganiami kultury
bezpieczeństwa jądrowego, ale najwaŜniejszą dla skutków awarii była ta zasadnicza cecha
reaktora RBMK – samoczynny wzrost mocy zamiast jej redukcji i wyłączenia reaktora.
Gdyby nawet operatorzy reaktora PWR popełnili takie błędy jak operatorzy w Czarnobylu –
nie byłoby Ŝadnej awarii, reaktor samoczynnie by się wyłączył...
Reaktory, które będą budowane w Polsce, to reaktory III generacji, w których awaria taka jak
w Czarnobylu jest fizycznie niemoŜliwa. MoŜliwe są oczywiście inne awarie i incydenty, ale
w Ŝadnym razie nie dochodzi do rozerwania obudowy bezpieczeństwa i uwolnienia
produktów rozszczepienia do otoczenia. Filozofia bezpieczeństwa jądrowego oparta jest na
zasadzie obrony w głąb, to jest tworzenia szeregu poziomów bezpieczeństwa, które kolejno
ograniczają skutki awarii ograniczając je do wnętrza samej elektrowni. Filozofia ta okazała
się skuteczna – w ciągu 50 lat istnienia cywilnej energetyki jądrowej, która zgromadziła juŜ
ponad 11 000 reaktoro-lat doświadczenia, nie było w Ŝadnej elektrowni jądrowej Ŝadnej
awarii radiologicznej, która spowodowałaby utratę Ŝycia ani zdrowia kogokolwiek z
personelu lub okolicznej ludności (rys.2)
.
Rys. 2 Wczesne zgony powodowane przez cięŜkie awarie w energetyce , zgonów/GW-rok
Konstruktorzy elektrowni jądrowej robią wszystko co moŜliwe by zapewnić pracę elektrowni
w granicach bezpiecznych parametrów, z duŜym zapasenm bezpieczeństwa, przy najwyŜszej
niezawodności wszystkich urządzeń, rurociągów, przewodów itd. W razie odchyłek
niezawodne układy regulacji przywracają stan odpowiadający projektowym parametrom
pracy. Jest to tzw. pierwszy poziom obrony w głąb. Gdyby jednak reaktor wymknął się spod
kontroli i parametry przekroczyły granice eksploatacyjne, zadziała drugi poziom obrony w
głąb - nastąpi awaryjne wyłączenie reaktora. Gdyby mimo to doszło do uszkodzenia układów,
na przykład rozerwania rurociągów układu chłodzenia, uruchomiony zostanie trzeci poziom i
zadziałają układy chłodzenia awaryjnego. Na koniec na czwartym poziomie pozostanie
ochrona obudowy bezpieczeństwa przed rozszczelnieniem, co zapewnia, Ŝe produkty
rozszczepienia nawet gdy wydostaną się z paliwa i z obiegu chłodzenia, nie przenikną poza
obudowę i nie stworzą zagroŜenia w okolicy elektrowni jądrowej.
W tym krótkim opisie uŜyliśmy słów „niezawodne” i „zapewnia”. Ale człowiek jest z natury
zawodny, popełnia błędy, nawet po najlepszym przeszkoleniu. Awariom ulegają teŜ
urządzenia mechaniczne, elektryczne czy elektroniczne. Jak więc zapewnia się niezawodność
w elektrowni jądrowej?
Układy budowane zgodnie z zasadmi obrony w głąb zapewniają rezerwowanie – na miejsce
jednego elementu, który moŜe ulec uszkodzeniu, gotowe są do podjęcia pracy inne układy –
dwa lub trzy - wystarczające by w pełni zastąpić element uszkodzony. Aby uniknąć awarii
wielu elementów ze wspólnej przyczyny, wprowadza się zasadę róŜnorodności –wzajemnie
rezerwujące się elementy działają w oparciu o róŜne zjawiska i w róŜny sposób. Na przykład
do wykrycia przekroczenia mocy dopuszczalnej reaktora słuŜą róŜne układy, bazujące na
pomiarach temperatury, ale niezaleŜnie takŜe i na pomiarach ciśnienia. Gdyby nawet
wszystkie czujniki temperatury zawiodły jednocześnie, to czujniki ciśnienia działające na
innej zasadzie i umieszczone w innych miejscach dadzą sygnał zagroŜenia i spowodują
wyłączenie reaktora.
1
2
T1
Tmax
T2
Tmax
T3
Tmax
2z 3
3
1z 2
1
2
p1
p
p2
p
p3
p0
AZ
0
0
2 z3
3
Rys. 3 RóŜnorodne sygnały stosowane do awaryjnego wyłączenia reaktora. (Jeśli dwa z
trzech czujników temperatury wykaŜą przekroczenie progu, reaktor zostanie wyłączony. Aby
jednak zapewnić róŜnorodność, podobny układ sygnałów działa w oparciu o pomiar
ciśnienia)
W projektowaniu układów bezpieczeństwa reaktora stosuje się zasadę wykorzystywania
zjawisk naturalnych- jak siła cięŜkości– oraz zasadę bezpiecznego uszkodzenia (fail-safe)
oznaczającą, Ŝe w razie awarii stan układu zmienia się na bezpieczniejszy. Przykładem
zastosowania tych zasad jest działanie prętów bezpieczeństwa, pochłaniających neutrony i
powodujących raptowne wygaszenie reakcji rozszczepienia. Pręty te są normalnie zawieszone
nad rdzeniem reaktora, utrzymywane w połoŜeniu górnym przez elektromagnesy. Jeśli
wskutek awarii w obiekcie reaktora zabraknie prądu, elektromagnesy przestają działać i pręty
opadają do rdzenia pod wpływem siły cięŜkości.
- 220 V
A
B
Rys. 4. Wykorzystanie sił natury dla zapewnienia bezpieczeństwa reaktora typu PWR
(WWER).
Takich niezawodnie działających zjawisk jest więcej – np wyrównywanie ciśnienia w
systemie zbiorników połączonych, krąŜenie wody chłodzącej w warunkach konwekcji
naturalnej lub obniŜanie ciśnienia pary przy jej skrapalaniu.
Dzięki wykorzystaniu tych zjawisk naturalnych reaktory III generacji są bezpieczne i nie
wymagają natychmiastowych działań operatora nawet przy najgroźniejszych awariach
projektowych. Przeciwnie, zgodnie z zasadami bezpieczeństwa operator winien mieć pół
godziny czasu zanim zacznie podejmować akcje dla przeciwdziałania awarii. Ponadto
obudowa bezpieczeństwa – stanowiąca ostatni element systemu barier powstrzymujących
wydzielanie produktów rozszczepienia - jest zaprojektowana i wykonana tak, by
wytrzymywała wszelkie sytuacje awaryjne bez utraty szczelności. Obudowa reaktora EPR –
a takie reaktory są obecnie budowane w Finlandii i Francji i będą oferowane dla Polski –
wytrzymuje uderzenie samolotu Boeing 757, a takŜe skutki wszelkich awarii wewnątrz samej
elektrowni (rys. 5).
Rys. 5 Obudowa bezpieczeństwa reaktgora EPR jest odorna nawet na uderzenie największego
samolotu (rys. wg [Saltarelli G, AREVA Experience Overview, Materials from the Meeting
of AREVA with PGE, Paris, 10.04.2008])
WaŜnym czynnikiem zapewnienia bezpieczeństwa jest jawność rozwiązań i kontrola ze
strony dozoru jądrowego. Konstrukcja reaktora RBMK, który uległ awarii w Czarnobylu,
była tajna, a na pytania specjaliści radzieccy odpowiadali – „to dla was za trudne, nie
będziemy o tym mówić, a ten reaktor i tak nie będzie pracował poza ZSRR”. Rzeczywiście,
poza ZSRR taki reaktor nie otrzymałby nigdzie zezwolenia na eksploatację – nasz reaktor w
śarnowcu miał być normalnym reaktorem cywilnym chłodzonym i moderowanym wodą,
podobnym do zachodnich reaktorów PWR. Natomiast rozwiązania bezpieczeństwa reaktorów
PWR czy BWR są w pełni jawne i dostępne dla krytyki. Dawniej były one wyłoŜone w USA
w Bibliotece Kongresu, dziś są dostępne w internecie i kaŜdy zwolennik lub przeciwnik
elektrowni jądrowych moŜe przestudiować tysiące stron i rysunków przedstawiających np.
reaktory zaoferowane do zbudowania w nowych elektrowniach jądrowych w Wielkiej
Brytanii. I rozwiązania te są studiowane i oceniane, a wszelkie zauwaŜone niedociągnięcia są
poprawiane zanim reaktor rozpocznie pracę.
Wielką rolę w tym procesie gra dozór Jądrowy. Nowe rozwiązanie reaktora – np reaktora AP
1000 w USA – jest analizowane przez inspektorów dozoru jądrowego przez kilka lat – np
przez 4 lata przez około 50 ekspertów z róŜnych dziedzin – a autorzy projektu odpowiadają na
tysiące pytań i zarzutów dozoru, zanim projekt otrzyma certyfikat. Ale projekty nie
ograniczają się do spełnienia wymagań konkretnego dozoru w danym państwie. Aby
zapewnić zgodność projektów z wymaganiami wszystkich dozorów jądrowych w krajach
OECD, przedsiębiorstwa energetyczne Europy stworzyły własny spis przepisów zwany
European Utility Requirements, które są ostrzejsze od wymagań dozorowych. Dzięki temu
reaktor zbudowany na podstawie tych przepisów moŜe być licencjonowany w kaŜdym kraju
bez konieczności dodatkowych modyfikacji. Zarówno reaktor EPR jak i AP 1000 spelniają
wymagania EUR. Daje to gwarancję bezpieczeństwa i pozwala nam oczekiwać, Ŝe reaktory
polskie będą dobrymi sąsiadami, zapewniającymi czyste powietrze, wodą i glebę w czasie
normalnej pracy i nie stwarzającymi zagroŜenia po awariach.