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
wstecz
