3.2.2 Różnorodność. Istnienie dwóch lub więcej elementów zapewniających wzajemne rezerwowanie zabezpiecza przed pojedynczą awarią jednego z tych elementów, ale nie daje gwarancji, że cały układ nie zawiedzie z powodu wspólnej przyczyny, nieznanej w chwili projektowania reaktora albo uznanej ze nieprawdopodobną. Aby uchronić się przed utratą funkcji bezpieczeństwa z powodu wspólnej przyczyny, wzajemnie się rezerwujące podukłady systemów
bezpieczeństwa są, o ile to możliwe, wykonywane z różnych elementów, tak by jedna przyczyna awarii nie spowodowała jednoczesnej utraty wszystkich podsystemów bezpieczeństwa. Przykład takiego układu służącego do napędu pomp wody zasilającej wytwornice pary po stronie obiegu wtórnego pokazany jest na rys. 6
Rys. 6 Przykład różnorodnego napędu pomp awaryjnego układu zasilania wytwornic pary.
Dwie pompy są napędzane silnikami elektrycznymi, a dwie turbinami parowymi Innym przykładem jest układ zabezpieczeń reaktora, pokazany na rys. 7. Wyłączenie reaktora następuje, gdy temperatura w obiegu pierwotnym przekroczy wartość dopuszczalną Tmax. Aby nie powodować wyłączenia reaktora przy każdym uszkodzeniu miernika temperatury przyjęto, że mierzy się sygnały z trzech mierników i gdy dwa z nich pokażą przekroczenie, układ zabezpieczeń przekazuje sygnał wyłączenia reaktora. Aby jednak chronić się przed możliwością błędu wskazań temperatury, powodowanego jakąś nieznaną w chwili projektowania przyczyną, równolegle podłączony jest układ pomiarów ciśnienia, również działający na zasadzie .dwa z trzech.. Wskazania przekroczenia temperatury lub ciśnienia wystarczają do wyłączenia reaktora. W ten sposób zapewniona jest różnorodność w układzie. Nawet, jeśli wskutek jakiejś przyczyny wszystkie pomiary temperatury zawiodą, przyczyna ta nie może spowodować jednocześnie błędnych wskazań ciśnienia, opartych na zupełnie innej zasadzie pomiarowej. Zabezpiecza to przed uszkodzeniem kilku układów naraz spowodowanym wspólną przyczyną.
Rys. 7 Układ zabezpieczeń reaktora
jest zbudowany na zasadzie redundancji i głosowania 2/3, oraz różnorodności polegającej na tym, że zarówno sygnały ciśnienia P jak i temperatury T powodują wytworzenie sygnału awaryjnego wyłączenia reaktora.
T1, T2, T3 . temperatury chłodziwa, p1, p2, p3 . ciśnienie w stabilizatorze, Tmax, po wartości progowe, AZ . sygnał awaryjnego wyłączenia reaktora [1] 3.2.3 Rozdzielenie przestrzenne Układy bezpieczeństwa są rozdzielone przestrzennie, tak by np. pożar nie spowodował jednoczesnej utraty dwóch lub więcej podsystemów. W nowoczesnych EJ każdy z czterech podsystemów układów bezpieczeństwa znajduje się w innej części budynku reaktora, oddzielonej przestrzennie od pozostałych. W tej sytuacji nawet uderzenie samolotu nie może spowodować utraty więcej niż jednego z nich. Kable sterowania i kable energetyczne układów bezpieczeństwa prowadzone są oddzielnie od kabli układów nie spełniających funkcji bezpieczeństwa, a ponadto kable sterowania są umieszczone w kanałach oddzielonych od kanałów kabli energetycznych,
3.2.4 Odporność na pożar, zalanie wodą, wstrząsy sejsmiczne i warunki otoczenia Jednakże ani rezerwowanie ani różnorodność elementów ważnych dla bezpieczeństwa nie wystarczyłyby, gdyby elementy te nie były odporne na wstrząsy sejsmiczne i przewidywane w czasie ich pracy warunki temperatury, ciśnienia i wilgotności. Szczególne zagrożenie stanowią pożary, mogące spowodować utratę wielu elementów bezpieczeństwa znajdujących się w zasięgu ognia. Dlatego przy projektowaniu układów ważnych dla bezpieczeństwa EJ analizuje się możliwość wystąpienia pożaru w pomieszczeniach gdzie znajdują się te układy i wprowadza się zabezpieczenia wykluczające lub zmniejszające możliwość pożaru, takie jak np. zastąpienie smarowania łożysk pomp olejem przez smarowanie wodą. W przypadkach, gdy ogień jest jednak możliwy, analizuje się jego zasięg i czas trwania i zapewnia środki przeciwdziałające rozprzestrzenianiu pożaru, układy wykrywania i gaszenia ognia. W EJ obowiązuje wykonanie systematycznej analizy pożarowej dla wszystkich pomieszczeń i wprowadzenie wszelkich potrzebnych zabezpieczeń z modyfikacjami budowlanymi projektu włącznie.
Podobne prace wykonuje się dla zagrożenia zalania wodą. Jeśli możliwość zalania urządzeń ważnych dla bezpieczeństwa istnieje, wówczas urządzenia te muszą być wykonane w postaci wodoodpornej. Urządzenia znajdujące się wewnątrz obudowy bezpieczeństwa, gdzie dla obniżania ciśnienia pary po możliwej awarii rozerwania obiegu pierwotnego stosuje się układ zraszania wodą, muszą być odporne na działanie pary i wody pod ciśnieniem odpowiadającym maksymalnym ciśnieniom występującym podczas awarii.
Wszystkie układy ważne dla bezpieczeństwa muszą być odporne na maksymalne wstrząsy sejsmiczne, jakie mogą wystąpić w danej elektrowni. Dla określenia intensywności tych wstrząsów znajduje się najsilniejsze trzęsienie ziemi, jakie historycznie zaobserwowano w danej okolicy, przyjmuje się, że jego epicentrum może znaleźć się pod samą elektrownią, a następnie powiększa się jego wartość o ustalony współczynnik by zapewnić odpowiedni margines bezpieczeństwa. Tak określone trzęsienie ziemi, przy którym musi być zapewniona praca wszystkich układów bezpieczeństwa potrzebnych do wyłączenia reaktora i jego bezpiecznego ochłodzenia, odpowiada w przybliżeniu intensywności wstrząsów sejsmicznych występujących raz na 10 000 lat.
Urządzenia układów ważnych dla bezpieczeństwa muszą być także odporne na wszelkie inne zagrożenia mogące zaistnieć w czasie ich pracy, np. napędy zaworów znajdujących się wewnątrz obudowy bezpieczeństwa muszą być odporne na działanie strumienia pary z rozerwanego rurociągu, o ile taki rurociąg znajduje się w ich sąsiedztwie. Przed zainstalowaniem w EJ urządzeń ważnych dla bezpieczeństwa sprawdza się szczegółowo ich odporność na obciążenia (np. na wstrząsy sejsmiczne) i na parametry otoczenia odpowiadające warunkom awaryjnym, przy czym bada się także wpływ starzenia się urządzeń w toku eksploatacji, z symulacją występujących w toku eksploatacji drgań, zmian temperatury, działania promieniowania i czynników chemicznych itd. Jest to proces tzw. kwalifikacji urządzeń na warunki awaryjne, kosztowny i czasochłonny, ale konieczny by mieć pewność, że układy bezpieczeństwa wypełnią swe funkcje w przypadku awarii.
3.3 System barier chroniących przed rozprzestrzenianiem produktów rozszczepienia w razie awarii Zgodnie z opisem podanym w poprzednim artykule system ten składa się czterech kolejnych barier, a mianowicie materiału paliwowego, koszulki elementu paliwowego, granicy ciśnieniowej obiegu pierwotnego, obudowy bezpieczeństwa. System barier pomyślany jest tak, aby w razie dowolnej awarii jednej z barier układy bezpieczeństwa chroniły pozostałe bariery przed zniszczeniem. W razie maksymalnej awarii projektowej, powodującej rozerwanie obiegu pierwotnego i - w przypadku jednoczesnego uszkodzenia wszystkich układów bezpieczeństwa - uszkodzenie paliwa, elektrownia pozostaje chroniona przez obudowę bezpieczeństwa, stanowiącą czwartą i najpotężniejszą barierę bezpieczeństwa. Obudowy bezpieczeństwa budowano w USA od samego początku rozwoju energetyki jądrowej, to jest od połowy lat 50-tych. Brak obudowy bezpieczeństwa w reaktorach RBMK jest . obok niestabilności ich mocy . podstawową różnicą w stosunku do reaktorów PWR i BWR budowanych na całym świecie. Przykładowy schemat obudowy bezpieczeństwa pokazany jest na rys. 8
Rys. 8 Obudowa bezpieczeństwa reaktora PWR.
1- rdzeń, 2- zbiornik ciśnieniowy reaktora, 3 - wytwornica pary, 4 - pompa obiegu pierwotnego, 5- studzienka ściekowa obudowy bezpieczeństwa, 6- zbiornik wody awaryjnego układu zasilającego wytwornic pary AUZWP, 7- pompa AUZWP, 8-wymiennik ciepła układu zraszania obudowy bezpieczeństwa, 9- dysze rozpryskowe układu zraszania obudowy bezpieczeństwa., 10.- ściana betonowa obudowy bezpieczeństwa, 11 –wykładzina stalowa obudowy bezpieczeństwa. 12. . odprowadzenie gazu z przestrzeni między powłokami, 13 . filtr, 14 . komin wentylacyjny W warunkach po awarii w obiegu pierwotnym reaktora z wypływem wody chłodzącej do wnętrza obudowy bezpieczeństwa ciśnienie wewnątrz obudowy rośnie, a w miarę wydzielania ciepła powyłączeniowego rośnie też temperatura. Aby odebrać ciepło powyłączeniowe i obniżyć ciśnienie uruchamiany jest układ zraszania wnętrza obudowy zimną wodą wtryskiwaną przez zestaw dysz rozpryskowych umieszczonych pod kopułą obudowy. Układ ten pobiera początkowo wodę ze zbiorników, ale na dłuższą metę działa na zasadzie recyrkulacji to jest pobiera wodę z miski ściekowej obudowy bezpieczeństwa i wtryskuje ją ponownie pod kopułą obudowy. Układ ten jest układem bezpieczeństwa, to znaczy ma niezawodne zasilanie elektryczne, trzy lub cztery podukłady, z których jeden wystarcza do skutecznej pracy, jest zaprojektowany tak by był odporny na pojedyncze uszkodzenie, wstrząsy sejsmiczne, warunki środowiska itd. W analizach niezawodności układu zraszania uwzględnia się proces starzenia, w szczególności zmiany zachodzące w elementach izolacji obiegów reaktora. Doświadczenie wykazało, że pod wpływem promieniowania i cykli termicznych izolacja cieplna zmienia swe własności, stwarzając zagrożenie zatkania filtrów prowadzących liniach recyrkulacji prowadzących do pomp układu zraszania i w następstwie utraty przepływu wody przez układ. Po modyfikacjach układu filtrów na wlocie do rur ssących układu recyrkulacji niebezpieczeństwo to zostało wyeliminowane w pracujących obecnie EJ, a w nowych EJ projekty uwzględniają potrzebne zabezpieczenia od początku opracowywania projektu.
Analizy odporności obudowy bezpieczeństwa w nowoczesnych EJ potwierdziły, że z jednej strony mogą one przetrzymać uderzenie samolotu bez utraty szczelności, a z drugiej strony, nawet w razie poważnej awarii ze stopieniem rdzenia, powstrzymują skutecznie uwolnienia produktów rozszczepienia.
W najnowszej EJ z reaktorem EPR zaprojektowanym wspólnie przez ekspertów francuskich i niemieckich obudowa wykonana jest w postaci dwóch powłok pierścieniowych z betonu zbrojonego o grubości 1,2 m każda. Wytrzymują one ciśnienie 5,1 MPa, to jest ciśnienie większe niż maksymalne ciśnienie występujące po najcięższych awariach reaktora EPR. Przecieki gazów przez tę obudowę przy maksymalnym nadciśnieniu wynoszą 0,5% objętości obudowy na dobę, co zapewnia redukcję uwolnień do wartości tak małych, że nie powodują one konieczności podejmowania działań interwencyjnych poza terenem elektrowni [2].
Pełną odporność na awarie projektowe i hipotetyczne poważne awarie ze stopieniem rdzenia zapewnia także obudowa bezpieczeństwa reaktora AP 1000 firmy Westinghouse. Jest ona wyposażona w pasywny system odbioru ciepła, zapewniający chłodzenie przez dowolnie długi czas po awarii bez potrzeby dostarczania energii elektrycznej z zewnątrz. Obudowy bezpieczeństwa w dawniej budowanych EJ są mniej odporne, ale też wystarczają do ochronienia otoczenia przed skutkami awarii, nawet poważnych awarii ze stopieniem rdzenia. Udowodniły to nie tylko analizy wykonywane przez ekspertów jądrowych i sprawdzane przez urzędy dozoru jądrowego, ale i doświadczenie praktyczne z jedynej awarii ze stopieniem rdzenia, jaka zdarzyła się w reaktorze PWR, mianowicie z awarii w EJ Three Mile Island (TMI) w Harrisburgu (USA) w 1978 roku. W czasie tej awarii wskutek błędu operatorów, którzy wyłączyli awaryjny układ chłodzenia rdzenia, doszło do odparowania wody z reaktora, wypełnienia rdzenia parą i stopienia paliwa. Duże ilości produktów rozszczepienia wydzieliły się ze stopionego paliwa do wnętrza obudowy bezpieczeństwa, ale obudowa wytrzymała wszystkie obciążenia podczas awarii włącznie ze wzrostem ciśnienia po niekontrolowanym spaleniu wodoru. Na zewnątrz elektrowni wydzieliły się tylko nieznaczne ilości radionuklidów, np. frakcja jodu uwolniona poza obudowę bezpieczeństwa wyniosła poniżej jednej milionowej jodu zawartego w rdzeniu, a wydzielenia innych produktów rozszczepienia były także bardzo małe. Dzięki temu, chociaż rdzeń reaktora został wskutek awarii całkowicie zniszczony i reaktor nigdy nie wznowił pracy, średnia dawka efektywna dla krytycznej grupy ludności wyniosła tylko 0,015 mSv, a więc w przybliżeniu tyle, ile otrzymuje się dodatkowo podczas dwutygodniowych wczasów narciarskich w górach. Odpowiednie ryzyko zachorowania na raka było mniejsze niż jedna milionowa w ciągu całego życia, a więc mniejsze niż ryzyko powodowane przez normalne roczne emisje z elektrowni węglowej w owym czasie. Mimo wielokrotnych badań, w okolicy TMI nie wykryto żadnych skutków zdrowotnych tamtej awarii.
4. DZIAŁANIA I ORGANIZACJA PRACY ZAPEWNIAJĄCE BEZPIECZEŃSTWO JĄDROWE Poza wbudowanymi cechami bezpieczeństwa i inżynieryjnymi systemami bezpieczeństwa w energetyce jądrowej realizuje się cały system działań różnego typu zapewniających eliminację zagrożeń poprzez odpowiednie działania zapobiegawcze, lub - jeśli mimo wszystko zagrożenia wystąpią . zmniejszanie ich skutków dla człowieka i środowiska. W skład tych przedsięwzięć ukierunkowanych na podniesienie bezpieczeństwa EJ wchodzi kultura bezpieczeństwa, ocena i weryfikacja bezpieczeństwa EJ, działania dozoru jądrowego jako organizacji w pełni niezależnej od operatora elektrowni i mającej władzę wydawania obowiązujących zaleceń i nakładania kar aż do wstrzymania eksploatacji EJ włącznie, szkolenie personelu w warunkach symulujących warunki normalnej eksploatacji i warunki awaryjne, badania doświadczalne i analizy bezpieczeństwa EJ, współpraca międzynarodowa zapewniająca przekazywanie dobrych doświadczeń i eliminowanie błędów. Krótkie charakterystyki tych działań przedstawimy poniżej.
4.1 Kultura bezpieczeństwa Kultura bezpieczeństwa w obiektach jądrowych rządzi działaniami i współpracą wszystkich osób i organizacji podejmujących pracę dla potrzeb energetyki jądrowej, ze szczególnym uwzględnieniem następujących elementów:
- Problemom bezpieczeństwa poświęca się pełną uwagę, na jaką zasługują, w szczególności stosuje się zasadę, że bezpieczeństwo jest ważniejsze od wytwarzania energii elektrycznej
- Odpowiedzialność za bezpieczeństwo jest jednoznacznie określona
- Kierownictwo elektrowni i personel są przeszkoleni tak, by zdawali sobie sprawę z wagi zagadnień bezpieczeństwa.
- Zachęca się personel do uczenia się na własnych błędach i wyciągania wniosków z błędów popełnionych przez innych.
- Popiera się aktywną współpracę między operatorami elektrowni i krajami rozwijającymi energetykę jądrową (np. poprzez wymianą raportów z awarii, misje bezpieczeństwa MAEA itp.)
4.2Ocena i weryfikacja poziomu bezpieczeństwa elektrowni jądrowych Ocenę bezpieczeństwa wykonuje się przed zbudowaniem i eksploatacją elektrowni jądrowej. Ocena ta jest dobrze udokumentowana w raporcie bezpieczeństwa i weryfikowana przez niezależnych ekspertów pracujących dla dozoru bezpieczeństwa jądrowego. Później jest ona aktualizowana w świetle nowych informacji o bezpieczeństwie jądrowym. Zawiera ona bardzo szczegółowe informacje o rozwiązaniach projektowych i o eksploatacji elektrowni jądrowej. Między innymi raport bezpieczeństwa obejmuje:
- Szczegółową analizę możliwych sekwencji awaryjnych (awarie projektowe) wraz ze scenariuszami awarii o bardzo małym prawdopodobieństwie i analizę działań koniecznych by im zapobiegać
- Deterministyczną analizę bezpieczeństwa, w której zakłada się, że dowolny element elektrowni może ulec awarii, a inny element zawiedzie w chwili, gdy będzie potrzebny do opanowania awarii. Przy takich założeniach i przy przyjmowaniu najbardziej pesymistycznych wariantów rozwoju sytuacji trzeba wykazać, że pozostałe układy elektrowni wystarczą do zapewnienia jej bezpieczeństwa.
- Probabilistyczną analizę bezpieczeństwa (probabilistic safety analysis -PSA), w której zakłada się, że istnieje pewne prawdopodobieństwo awarii dowolnego elementu elektrowni i wszystkie awarie mogą wystąpić jednocześnie. Przy takich założeniach trzeba wykazać, że prawdopodobieństwo awarii prowadzącej do uwolnienia produktów rozszczepienia poza obudowę bezpieczeństwa jest dostatecznie małe.
- Plany działań awaryjnych na terenie elektrowni i poza elektrownią
- Programy zapewnienia jakości.
4.3 Działania dozoru jądrowego Dozór jądrowy to organizacja w pełni niezależna od operatora elektrowni i mająca władzę wydawania obowiązujących zaleceń i nakładania kar. Dozór jądrowy analizuje dokumenty przedkładane przez inwestora występującego o lokalizacją elektrowni, ocenia poprawność i kompletność raportu bezpieczeństwa, nadzoruje proces budowy i eksploatacji a potem likwidacji elektrowni i wydaje na każdy etap pracy odpowiednie zezwolenia. Analizy prowadzone przez dozór odznaczają się dużą wnikliwością i zwykle trwają długo, np. na ocenę raportu bezpieczeństwa potrzeba około 2-3 lat. Specjaliści dozoru jądrowego żądają od inwestora wszystkich danych projektowych, a potem eksploatacyjnych, jakie mogą wpływać na bezpieczeństwo elektrowni, mogą żądać dodatkowych analiz lub dowodów doświadczalnych i prowadzą własne niezależne analizy dla sprawdzenia danych z raportów bezpieczeństwa. Dozór wydaje rozporządzenia i wytyczne w zakresie bezpieczeństwa jądrowego, obowiązujące dla EJ, a także wydaje zezwolenia na wszelkie zmiany i prace w EJ mające wpływ na bezpieczeństwo jądrowe. W razie nie wykonania poleceń dozoru lub łamania zasad bezpieczeństwa jądrowego dozór nakłada na EJ odpowiednie kary, aż do wstrzymania eksploatacji EJ włącznie. Niezależność dozoru jądrowego jest ważnym czynnikiem podnoszącym bezpieczeństwo energetyki jądrowej.
4.4 Szkolenie personelu Personel eksploatacyjny i remontowy EJ szkolony jest do pracy w warunkach normalnej eksploatacji i stanów awaryjnych. Szkolenie jest szczególnie intensywne w przypadku operatorów i obejmuje wykorzystanie symulatorów sterowni elektrowni jądrowej, to jest układów komputerowych zainstalowanych w makiecie sterowni i symulujących procesy zachodzące w EJ w stanach przejściowych i awaryjnych. Pozwala to operatorowi opanować umiejętność reagowania na awarie w czasie rzeczywistym. Personel eksploatacyjny jest licencjonowany przez dozór jądrowy na podstawie egzaminów i testów, z testami awarii na symulatorach EJ włącznie.
4.5 Badania doświadczalne i analizy bezpieczeństwa jądrowego Od wielu lat duże zespoły naukowców i inżynierów wysokiej klasy prowadzą badania zmierzające do znalezienia możliwych zagrożeń i środków zaradczych. Mają oni silną motywację do znalezienia problemów bezpieczeństwa, bo od tego zależy uzyskanie finansowania ich prac. Co więcej, ich osobisty awans naukowy i zawodowy zależy od wykrycia nowych zagrożeń i udowodnienia, że są one ważne. Podobne bodźce do pracy mają instytuty badawcze i organy dozoru jądrowego. Wszystko to przyczynia się do rozwoju badań, które w przypadku energetyki jądrowej osiągnęły skalę bez precedensu w dziejach ludzkości.
Wynikiem tego jest:
- Ciągła wymiana informacji dotyczących wszystkich problemów bezpieczeństwa,
- Intensywne badania w dziedzinie bezpieczeństwa, w których zainteresowane są firmy przemysłowe, urzędy dozoru jądrowego, organizacje społeczne i instytuty badawcze,
- Wprowadzanie wyników prac naukowych i badawczych do nowych rozwiązań
- Krytyczna analiza wszystkich nowych informacji
- Gwarancja, że żaden z istotnych problemów bezpieczeństwa nie pozostanie niedostrzeżony.
4.7 Podnoszenie poziomu bezpieczeństwa w eksploatacji EJ
Stale doskonalone są elementy działań eksploatacyjnych wpływających na poziom bezpieczeństwa jądrowego. Jest ich tak wiele, że nie sposób omówić ich w ramach artykułu przeglądowego. Jako przykład postępu w bezpieczeństwie zapewnianym przez operatora można wymienić instrukcje działania awaryjnego, które zostały zdecydowanie zmienione i ulepszone po awarii w TMI.
Instrukcje działania awaryjnego obejmują akcje dotyczące zarówno awarii projektowych jak i poza projektowych, które mogłyby doprowadzić do stopienia rdzenia reaktora. W pierwszym okresie rozwoju elektrowni jądrowych znajomość procesów awaryjnych nie była wystarczająca by zapewnić operatorowi komplet instrukcji postępowania awaryjnego, które byłyby oparte na symptomach awarii obserwowanych na przyrządach pomiarowych. Operator musiał zgadywać, jaka awaria zaistniała, i podejmować działania na podstawie tych przypuszczeń. W ostatnim dziesięcioleciu wyniki badań i doświadczenie uzyskane w kilkuset elektrowniach pracujących na całym świecie pozwoliły przygotować instrukcje postępowania awaryjnego oparte na symptomach awarii. Operator nie musi już wiedzieć, jakiego rodzaju uszkodzenie wystąpiło w elektrowni, wystarcza by zgodnie z instrukcją reagował na wskazania przyrządów pomiarowych widoczne w sterowni reaktora.
To przejście od instrukcji, opartych na zgadywaniu, co jest przyczyną awarii, do instrukcji opartych na symptomach awarii, jest bliskie zakończenia w większości elektrowni jądrowych i niesie znaczne zmniejszenie zagrożeń związanych z możliwymi poważnymi awariami w obiektach jądrowych.
Dalsze prace w zakresie sterowania procesami awaryjnymi obejmują działania podejmowane dla zapobieżenia stopieniu rdzenia, a jeśli by okazały się one nieskuteczne . akcje dla opanowania awarii po stopieniu rdzenia, z głównym naciskiem położonym na zatrzymanie produktów rozszczepienia wewnątrz obudowy bezpieczeństwa. Zasady sterowania procesami awaryjnymi zostały dobrze opracowane dla reaktorów wodnych i są wprowadzone do elektrowni jądrowych w wielu krajach.
5. ZAGROŻENIE PO AWARIACH PROJEKTOWYCH I HIPOTETYCZNYCH PROJEKTOWYCH ELEKTROWNIACH JĄDROWYCH.
Zasady bezpieczeństwa przyjęte przy projektowaniu, budowie i eksploatacji elektrowni jądrowych okazały się tak skuteczne, że mimo nagromadzenia doświadczenia ponad dziesięciu tysięcy reaktoro-lat pracy elektrowni jądrowych z reaktorami z moderatorem i chłodzeniem wodnym nie było dotąd ani jednej awarii, przy której straciłby wskutek narażenia radiacyjnego życie lub zdrowie ktokolwiek z personelu lub ludności. Straty zdrowia i życia spowodowała awaria w Czarnobylu, ale jak wykażemy w następnym artykule zdarzyła się ona w reaktorze zasadniczo innym niż reaktory wodne i nie może być ona wliczana do bilansu zdrowotnego energetyki jądrowej.
Najpoważniejsze skutki w reaktorach wodnych miała wspomniana powyżej awaria w EJ Three Mile Island (TMI), podczas której rdzeń reaktora został całkowicie zniszczony, tak że wznowienie pracy elektrowni było niemożliwe. Skutki zdrowotne tej awarii były jednak pomijalnie małe. Podczas innej awarii, w EJ Browns Ferry w 1975 roku, spowodowanej przez technika sprawdzającego szczelność dukt kablowego, pożar zniszczył większość połączeń ważnych dla bezpieczeństwa. Nastąpiła utrata systemów awaryjnego chłodzenia rdzenia, a także wszystkich innych systemów wtrysku wody do rdzenia. Ostatecznie pożar zlikwidowano wtryskując wodę do duktu kablowego, co wiązało się z ryzykiem krótkich spięć w kablach energetycznych i dalszego pogorszenia sytuacji. Mimo bardzo rozległych zniszczeń w samym reaktorze pożar nie spowodował żadnego uszczerbku na zdrowiu ani utraty życia nikogo z personelu lub ludności. Natomiast po przeanalizowaniu wniosków z tego pożaru wprowadzono szereg ulepszeń w systemach wykrywania i zwalczania pożaru we wszystkich EJ, co wiązało się często z wielo miesięcznymi przerwami w ich pracy. Po zakończeniu tej akcji poziom bezpieczeństwa pożarowego istniejących EJ znacznie się polepszył, a nowe EJ budowano uwzględniając od razu w projekcie wnioski z awarii w Browns Ferry.
Inne awarie w elektrowniach jądrowych miały łagodniejszy przebieg, bez poważnych uszkodzeń paliwa i wydzieleń produktów rozszczepienia. Nawet, gdy zdarzały się uszkodzenia podobne do tych, które zapoczątkowały awarię w TMI, operatorzy unikali powtórzenia błędów operatorów z TMI i doprowadzali EJ do stanu bezpiecznego wyłączenia bez uszkodzenia rdzenia. Było to widocznym rezultatem skuteczności wdrażania wniosków poawaryjnych analiz poawaryjnych i szkolenia operatorów EJ obejmującego proces uczenia się na błędach innych.
Według kryteriów przyjętych przez amerykański dozór jądrowy (NRC) w USA obliczona częstotliwość awarii ze stopieniem rdzenia musi być mniejsza niż 10-4/reaktoro-rok, a obliczona częstość wielkich uwolnień produktów rozszczepienia powodujących w odległości 0,8 km od reaktora dawkę na całe ciało większą niż 0,25 Sv winna być mniejsza niż 10-6 na reaktoro-rok [3]. Wymagania towarzystw energetycznych w USA są jeszcze ostrzejsze i stawiają jako cel obniżenie częstości awarii ze stopieniem rdzenia do 10-5 na reaktoro-rok. W krajach Unii Europejskiej opracowano wytyczne towarzystw energetycznych podobne do amerykańskich i przyjęte jako podstawa do projektowania nowych EJ [4].
Wymagania urzędów dozoru jądrowego są różne w różnych krajach, ale nowe elektrownie jądrowe będą spełniały nawet najostrzejsze z nich. Dla przykładu, według wymagań urzędu bezpieczeństwa jądrowego w Finlandii (STUK), maksymalna dawka dla krytycznej grupy ludności wokoło EJ nie może przekroczyć 5 mSv po awarii projektowej, a 100 mSv po awarii hipotetycznej ze stopniem rdzenia. Wydzielenia produktów rozszczepienia w razie awarii projektowej nie powinny prowadzić do ograniczeń w użytkowaniu terenu i żywności. Po awarii hipotetycznej ze stopieniem rdzenia wielkością graniczną dla uwolnień substancji promieniotwórczych jest takie uwolnienie, które nie spowoduje ani ostrych szkód zdrowotnych wśród osób z ogółu ludności w sąsiedztwie EJ ani długotrwałych ograniczeń obszarów wykorzystaniu dużych obszarów gleby i wody [2].
EJ z reaktorem EPR budowana obecnie w Finlandii, która byłaby także oferowana w przetargu na budowę EJ w Polsce, spełnia te wymagania z dużym zapasem. Podobne marginesy bezpieczeństwa zapewniają nowoczesne reaktory innych typów, np. EJ z reaktorem AP1000 opracowana przez zespół międzynarodowy pod kierunkiem firmy Westinghouse [5]. Zestawienie danych liczbowych ilustrujących poziom bezpieczeństwa elektrowni jądrowych na tle innych źródeł energii przedstawimy na następnym artykule.
Po 50 latach doświadczeń z pracy elektrowni jądrowych budowanych i eksploatowanych zgodnie z zasadami filozofii bezpieczeństwa rozwiniętymi w krajach zachodnich i propagowanymi przez organizacje międzynarodowe jak MAEA można stwierdzić, że energetyka jądrowa należy do najbezpieczniejszych gałęzi przemysłu. Z drugiej strony przykład reaktorów RBMK w dawnym ZSRR i awarii w Czarnobylu pokazuje, że odstępstwa od zasad bezpieczeństwa są niedopuszczalne. Jednakże system obrony wgłąb gwarantuje, że EJ pozostanie bezpieczna nawet w razie uszkodzeń urządzeń i błędów człowieka, chyba że zasadnicze przesłanki filozofii bezpieczeństwa nie są spełnione, a względy polityczne mają większe znaczenie niż względy bezpieczeństwa jądrowego. System organizacyjny i kultura bezpieczeństwa w krajach Unii Europejskiej gwarantują, że do takiej sytuacji w Polsce nie dojdzie.
Literatura
1 Strupczewski A. Awarie reaktorowe a bezpieczeństwo energetyki jądrowej, WNT, Warszawa, 1990
2 RADIATION AND NUCLEAR SAFETY AUTHORITY (STUK): Statement Issued by the Radiation and Nuclear Safety Authority Concerning the Construction of the Olkiluoto Nuclear Power Plant Unit 3, Annex 1 21.1.2005 Safety Assessment of the Olkiluoto 3 Nuclear Power Plant Unit for the Issuance of Construction License
3 US NUCLEAR REGULATORY COMMISSION, US NRC Policy Statement on Nuclear Power Plant Safety Goals, Atomic Energy Clearing House, 32(26); (23 June 1986).
4 European Utility Requirements for LWR Nuclear power Plants, Volume 1 &2, Rev. C April 2001
5 Wright R.F. P1000 Containment Design and Safety Assessment, ICONE 9516, Proc. of ICONE 9,9th International Conference on Nuclear Engineering, April 8-12, 2001, Nice, France
