Generacje reaktorów a bezpieczeństwo

W dyskusjach o energetyce jądrowej operuje się pojęciem generacji reaktorów. Podział reaktorów na generacje ilustruje poniższa tabela. Wynika z niej, że dotychczasowe poważne awarie z uszkodzeniem rdzenia (Three Mile Island – PWR, Czarnobyl – RBMK, Fukushima – BWR) dotyczyły reaktorów II generacji.

Współczynnik CDF jest ważny dla dostawcy i operatora reaktora. Dla dostawcy ilustruje on siłę konkurencyjną proponowanego rozwiązania technicznego. Dla operatora oznacza on ryzyko wystąpienia ciężkiej awarii z utratą reaktora i włożonego kapitału. Dla opinii publicznej ważniejsze jest jednak prawdopodobieństwo wydostania się produktów rozszczepienia poza obudowę bezpieczeństwa. Prawdopodobieństwo to jest z reguły ~2 rzędy wielkości niższe i na przykład dla reaktora EPR wynosi 4,09 x 10^-9 na reaktor, na rok, czyli raz na 250 milionów lat.

Reaktory III Generacji powstały na drodze ewolucyjnej poprzez ulepszenie reaktorów II Generacji na podstawie doświadczenia z ich eksploatacji. Głównymi cechami reaktorów generacji III/III+ są:

• ulepszona technologia wytwarzania paliwa – jego mniejsza awaryjność i lepsze osiągi, czyli większa pewność utrzymania radioaktywnych produktów rozszczepienia pod koszulką pręta paliwowego.
• pasywne systemy bezpieczeństwa, czyli układy chłodzenia rdzenia włączające się, gdy np. na skutek utraty zasilania w energię elektryczną przestają działać układy aktywne.
• standaryzowane projekty kolejnych reaktorów, czyli oddawanie do użytku całych serii reaktorów, a nie pojedynczych reaktorów znacznie różniących się od siebie; takie podejście umożliwia wymianę doświadczeń eksploatacyjnych pomiędzy właścicielami elektrowni jądrowych, co pozwala na uproszczenie i ujednolicenie procedur eksploatacyjnych.
• bezpieczeństwo eksploatacji reaktora jest wspomagane przez automatyczne, aktywne systemy sterujące analizujące stan całego energetycznego bloku jądrowego, a nie tylko jego wybranych części; informacje o stanie reaktora są przekazywane operatorowi w formie syntetycznej, ułatwiającej podejmowanie decyzji.

Eksploatacja reaktorów II generacji opierała się na aktywnych układach bezpieczeństwa, czyli wymagających zasilania z zewnętrznych źródeł energii. Pasywne układy bezpieczeństwa działają, wykorzystując naturalne zjawiska fizyczne, takie jak np. grawitacja lub konwekcja naturalna i włączają się w przypadku, gdy układy aktywne nie działają. Na przykład reaktor AP-1000 ma na obudowie bezpieczeństwa zbiornik z wodą, która wystarczy na 3 dni chłodzenia rdzenia w wypadku utraty zasilania przez energię elektryczną z zewnątrz. W reaktorach ESBWR, dzięki odpowiedniej konstrukcji zbiornika ciśnieniowego, chłodzenie długookresowe w warunkach awarii zostało zapewnione poprzez naturalną cyrkulację chłodziwa pomiędzy rdzeniem a wymiennikami ciepła. Ciepło z wymienników jest natomiast przekazywane do otoczenia na drodze konwekcji naturalnej.

Nowoczesne systemy bezpieczeństwa projektuje się tak, aby były od siebie wzajemnie niezależne. Osiąga się to poprzez wykorzystanie różnych zjawisk fizycznych w poszczególnych systemach.

Wśród reaktorów III generacji można wyróżnić m. in.: Europejski Reaktor Ciśnieniowy, w skrócie EPR (ang. European Pressurized Reactor), reaktor APR-1400 (ang. Advanced Power Reactor), reaktor ESBWR (ang. Economic Simplified Boiling Water Reactor), unowocześniony reaktor wodny wrzący ABWR (ang. Advanced Boiling Water Reactor) i AP-1000 (ang. Advanced Passive PWR). Od poprzedników odróżnia je prostsza konstrukcja. W porównaniu z blokiem jądrowym o podobnej mocy, AP1000 ma o 35% mniej pomp, o 80% mniej przewodów rurowych oraz o 50% mniej zaworów związanych z bezpieczeństwem, co podnosi niezawodność pracy systemu. Większość instalacji układów bezpieczeństwa mieści się w obudowie bezpieczeństwa, wobec tego ilość przepustów przez obudowę jest o około 55% mniejsza niż w obecnie pracujących blokach jądrowych. Uproszczenie budowy reaktora korzystnie odbija się na czasie jego budowy, który powinien trwać nie więcej niż 36-48 miesięcy. Uproszczenie konstrukcji ułatwia jednocześnie eksploatację i zmniejsza ryzyko wystąpienia zakłóceń podczas pracy elektrowni.

Wzrost efektywności ekonomicznej III generacji uzyskano także poprzez wprowadzenie modularyzacji i standaryzacji oraz przedłużenie czasu życia elektrowni do 60 lat. Reaktory te charakteryzują się ponadto lepszym wykorzystaniem paliwa (wyższym wypalaniem), dzięki czemu wytwarzają mniejsze ilości odpadów promieniotwórczych.

W reaktorze EPR osiągnięto wysoką odporność na awarie i wyższy poziom bezpieczeństwo dla otoczenia dzięki zastosowaniu czterech niezależnych układów chłodzenia awaryjnego, w odróżnieniu od reaktorów III generacji, w których stosowane są trzy takie układy. Do schłodzenia reaktora po jego wyłączeniu wystarczający byłby jeden taki układ, jednak zwielokrotnianie tego rodzaju systemów jest celowym zabiegiem podnoszącym bezpieczeństwo pracy reaktora. Takie podejście umożliwia również remont jednego z układów chłodzenia bez konieczności zmniejszania mocy reaktora, czy wprowadzania innych zakłóceń podczas jego normalnej pracy. Kolejnym zabiegiem zwiększającym bezpieczeństwo reaktora EPR jest separacja przestrzenna wspomnianych układów bezpieczeństwa, polegająca na rozmieszczeniu ich w czterech odległych względem siebie punktach obudowy bezpieczeństwa. Dzięki temu ewentualny pożar, powódź lub uszkodzenie części budynku nie spowodują uszkodzenia wszystkich systemów jednocześnie. Obudowa bezpieczeństwa tego reaktora jest podwójna i dzięki temu odporna na uderzenie samolotu pasażerskiego. Podwójne obudowy bezpieczeństwa stosowane są także w innych reaktorach typu PWR należących do generacji III+, np. AP-1000. Bardzo ważnym zabezpieczeniem ludności okolicznej przed promieniowaniem jest specjalna betonowa konstrukcja pod reaktorem, składająca się z tunelu i komory rozpływowej, tzw. “łapacz rdzenia”,, której zadaniem jest opanowanie awarii ze stopieniem rdzenia bez uszczerbku dla otoczenia (ang. Core catcher).

W reaktorach generacji III i III+ więcej uwagi poświęcono także technikom diagnostycznym, wspomagającym nadzorowanie poprawnej pracy elektrowni jądrowej. Ewentualne przecieki w pierwotnym obiegu chłodzenia rdzenia są eliminowane poprzez kontrolę ultradźwiękową oraz zaawansowane systemy detekcji.