Sposoby zapewnienia bezpieczeństwa reaktora jądrowego 1. Odpowiednia konstrukcja. 1.a. Ujemny współczynnik temperaturowy reaktywności

Transkrypt

1 Część - ENERGETYKA 77 Rozdział 4 - Sposoby zapewnienia EKOLOGA Sposoby zapewnienia bezpieczeństwa reaktora jądrowego 1. Odpowiednia konstrukcja. 1.a. Ujemny współczynnik temperaturowy reaktywności N t (reaktywność ilość rozszczepień) stan normalny rdzeń zakłócenie chłodzenia reaktora para chłodziw o woda T N t Zachowanie reaktora PWR: Para gorzej spowalnia neutrony mniejsza ilość neutronów termicznych spadek ilości rozszczepień brak tendencji do wzrostu mocy reaktora Uwaga: nie oznacza to, że reaktor jest bezpieczny Odsłonięcie rdzenia gorsze odprowadzenie ciepła możliwość stopienia rdzenia (ale niemożność wywołania reakcji łańcuchowej niemożność wywołania wybuchu jądrowego)

2 Część - ENERGETYKA 78 Rozdział 4 - Sposoby zapewnienia EKOLOGA 1.b. Niemożność osiągnięcia stanu krytycznego na neutronach natychmiastowych czas potrzebny na elementarną zmianę położenia pręta regulacyjnego: ~ 0,1 s (całkowite wsunięcie pręta regulacyjnego kilka sek.) neutrony natychmiastowe 99,3% całkowitej ilości - czas życia ~ 0,001 s Wniosek: jeżeli w rdzeniu tylko neutrony natychmiastowe niemożliwa regulacja Neutrony opóźnione 0,7% całkowitej ilości - czas życia od 0,1 s do 80 s średni czas życia całkowitej populacji neutronów w reaktorach BWR i PWR: ~ 0,1 s Wniosek: możliwa regulacja mocy, niemożność przypadkowego wywołania silnego wzrostu mocy Realizacja: odpowiedni dobór paliwa wzbogacenie Przestroga: SL 1; Czernobyl

3 Część - ENERGETYKA 79 Rozdział 4 - Sposoby zapewnienia EKOLOGA 2. Odpowiedni dobór materiałów 2.a. Minimalizacja użycia cyrkonu (koszulki prętów paliwowych) cyrkon powyżej 1200 o K: Zr + 2H O ZrO2 + 2H kj/kg Zr 642O kj kg Zr Uwaga: powyżej 1200 o C reakcja nie może zostać przerwana przez chłodzenie wodą granica bezpieczeństwa 5200 kj/kg Zr 1200 o C utrata szczelności reaktora P zapas bezpieczeństwa Temperatura K zadziałanie UACR (pasywnego) T τ[s] Ciśnienie MPa zadziałanie układów pompowych UACR UACR Układ Awaryjnego Chłodzenia Reaktora Uwaga: przekroczenie temperatury 1200 o C wywołuje przeniknięcie do chłodziwa produktów rozszczepienia (zniszczenie koszulek)

4 Część - ENERGETYKA 80 Rozdział 4 - Sposoby zapewnienia EKOLOGA Najgorszy scenariusz uszkodzenia koszulki paliwowej: - przepalenie punktowe, - utrata szczelności, odkrycie materiału paliwowego, - przeniknięcie chłodziwa do wnętrza, - rozerwanie koszulki, - odłamki blokują przepływ chłodziwa, - dalszy wzrost temp., stopienie paliwa, zapłon cyrkonu, - przeniknięcie paliwa do chłodziwa Badania doświadczalne (USA, Japonia, 1985): miejscowy wzrost reaktywności w rdzeniu: J e < koszulki zachowują szczelność guo 2 J e intensywne utlenianie koszulki, guo 2 wzrost kruchości, punktowe przebicia koszulki J e stopienie paliwa i jego odparowanie, guo 2 rozerwanie koszulki J dla WWER 440: e 630 guo 2 Standard WWER udział koszulek z dobrymi (eksploatacja) mierzalnościami - 1% - udział koszulek z dużymi uszkodzeniami 0,1%!!!

5 Część - ENERGETYKA 81 Rozdział 4 - Sposoby zapewnienia EKOLOGA 2.b. Odpowiedni dobór materiału moderatora i chłodziwa (ostrożnie z grafitem - dotyczy reaktorów kanałowych) Przykład: reaktory Magnox moderator grafit (temperatura 400 o C) chłodziwo - CO 2 (dobre odprowadzenie ciepła, atmosfera obojętna) Uwaga: powyżej 500 o C: C+CO 2 2CO (utlenianie grafitu) reaktory HTGR moderator grafit (temperatura > 800 o C) chłodziwo - He (bardzo dobre odprowadzenie ciepła, atmosfera obojętna) reaktory Biełorajsk, RBMK moderator grafit (temperatura o C) chłodziwo -woda para - temperatura grafitu przekracza temperaturę jego zapłonu (w kontakcie z tlenem) - w temperaturze o C: H 2 O + C CO + H 2 gaz wodny (bardzo eksplozyjny) Wniosek: reaktory HTGR strukturalnie bezpieczne

6 EKOLOGA Własności spowalniające grafitu: Część - ENERGETYKA 82 Rozdział 4 - Sposoby zapewnienia D 2 O > C > H 2O Grafit reaktorowy syntetyczny (naturalny zbyt zanieczyszczony) Anizotropowość grafitu: - własności mechaniczne, - przewodzenie ciepła Wpływ promieniowania na własności grafitu: - zmiana wymiarów, - w kierunku prasowania, - w kierunku prasowania, - spadek własności mechanicznych, - spadek przewodności cieplnej, - akumulacja energii (zjawisko Wignera) N N N energia neutronów część energii zakumulowana w postaci przemieszczeń atomów w sieci krystalicznej (wakanse) ciepło wyhamowanych neutronów spontaniczne oddanie ciepła ( kj/kg) możliwość stopnia rdzenia reaktora środek zaradczy odpowiednie wygrzewanie grafitowego rdzenia reaktora

7 Część - ENERGETYKA 83 Rozdział 4 - Sposoby zapewnienia EKOLOGA 3. Stosowanie szczelnego obiegu pierwotnego - umiejscowienie radioaktywnych produktów rozszczepienia np. po uszkodzeniu elementów paliwowych Sposoby osiągnięcia szczelności: - odpowiednie materiały, - odpowiednie technologie (np. spawanie) Stale austenityczne, odporność na korozję: - do 550 o C chłodzenie wodą, - do 650 o C chłodzenie CO 2, - do 900 o C chłodzenie sodem Uwaga: skraplacz pary i odgazowywacz lokalizacja radioaktywnych produktów rozszczepienia w trakcie normalnej eksploatacji

8 EKOLOGA 4. Obudowa bezpieczeństwa. Część - ENERGETYKA 84 Rozdział 4 - Sposoby zapewnienia - rozwiązanie kosztowne lecz najlepsze (obowiązkowe w rozwiązaniach zachodnich), - obudowa odporna na wstrząsy sejsmiczne, uderzenia samolotu przeciek 0,1% na dobę

9 Część - ENERGETYKA 85 Rozdział 4 - Sposoby zapewnienia EKOLOGA 4.1. Obudowa bezpieczeństwa (containment) reaktora PWR układ wentylacji recyrkulacyjnej układ zraszania filtr (pochłaniający. produkty rozpadu) chłodzenie powietrza obiegowego obieg pierwotny wykładzina stalowa obieg wtórny (para) wytwornica pary reaktor pompa recyrkulacyjna układu zraszania zasilanie układu zraszania - podciśnienie w trakcie eksploatacji, - ciśnienie wewnętrzne max 2 3 bar, - materiał: sprężony beton, - wymogi wytrzymałościowe, - krótkotrwałe ciśnienie max, - długotrwałe nadciśnienie po awarii, - ruchy tektoniczne, - uderzenie samolotu

10 EKOLOGA Część - ENERGETYKA 86 Rozdział 4 - Sposoby zapewnienia 4.2. Obudowa bezpieczeństwa reaktora BWR budynek reaktora filtr układ wentylacji recyrkulacyjnej układ chłodzenia pow. recyrk. układ wtrysku kwasu borowego układ wtrysku zimnej wody do reaktora obieg recyrkulacji rdzenia wykładzina stalowa para do turbiny reaktor woda zasilająca toroidalny kondensator wodny - konieczność skroplenia dużych ilości pary, - olbrzymie gabaryty, - rozwiązanie przestarzałe (podobnie jak reaktory BWR)

11 Część - ENERGETYKA 87 Rozdział 4 - Sposoby zapewnienia EKOLOGA 4.3. Półśrodek pomieszczenie szczelne Żarnowiec symulacja Maksymalnej Awarii Projektowej (MAP, LOCA) rozerwanie obiegu pierwotnego przeciek 1% na dobę Rozwiązanie typowe dla krajów RWPG Finlandia wieże z lodem (zamiast półek wodnych) Niezgodność ze standardem EU!!!

12 Część - ENERGETYKA 88 Rozdział 4 - Sposoby zapewnienia EKOLOGA 5. Konstrukcja według zasady uszkodzenia bezpiecznego (fail safe) Przykłady: 5.1. Konstrukcja układów przesuwu prętów zabezpieczających układ przesuwu prętów zasilanie elektromagnes pręty zabezpieczające rdzeń reaktora Zanik zasilania: - opadnięcie prętów, - wyłączenie reaktora fail safe: uszkodzenie (zanik zasilania) powoduje przejście w stan bezpieczny (wyłączanie reaktora)

13 EKOLOGA 5.2. Konstrukcja pasywnego UACR Część - ENERGETYKA 89 Rozdział 4 - Sposoby zapewnienia p r (ciśnienie w reaktorze) sprężony azot p = p - p a r jeżeli p < p a r margines bezpieczeństwa (nastawa zaworu) zawór zwrotny przepływ chodziwa do rdzenia (jedyny możliwy kierunek przepływu) - utrata szczelności reaktora p r, - otwarcie zaworu zwrotnego, - przepływ chłodziwa z roztworem kwasu borowego do rdzenia, - chłodzenie reaktora i spowolnienie reakcji, - zadziałanie pasywnego UACR jedynie przez otwarcie zaworu różnicą ciśnień (bez zasilania i sterowania)

14 Część - ENERGETYKA 90 Rozdział 4 - Sposoby zapewnienia EKOLOGA 6. Konstrukcja zapewniającą dużą bezwładność cieplną np.: wytwornica pary obiegu wtórnego para doturbiny woda zasilająca obiegu wtórnego obieg pierwotny obieg pierwotny 3) wytwornica pionowa szybkie obniżanie poziomu cieczy w przypadku awarii zasilania 4) konstrukcja o małej bezwładności cieplnej - cienkie ściany, mała masa materiału i chłodziwa 1) wytwornica pozioma powolne obniżanie zwierciadła cieczy 2) konstrukcja o dużej to bezwładności jest cieplnej (duża masa materiału i chłodziwa) Porównanie: - elektrownia Three Mile sland (USA) wytwornice pionowe o małej bezwładności cieplnej - elektrownie z reaktorami WWER, wytwornice poziome o dużej bezwładności cieplnej Skutek: TM opróżnienie wytwornicy ~ 2 min. WWER 440, ~ 30 min.

15 EKOLOGA Część - ENERGETYKA 91 Rozdział 4 - Sposoby zapewnienia 7. Zabezpieczenie ostateczne (i najważniejsze): lość materiału rozszczepialnego zawsze mniejsza od masy krytycznej!!!

16 EKOLOGA Część - ENERGETYKA 92 Rozdział 4 - Sposoby zapewnienia Najgorszy scenariusz zagrożenia dla reaktora: - wyciek chłodziwa z obiegu pierwotnego LOCA (Loss of Coolant Accident) odsłonięcie rdzenia, - wyłączenie reaktora (lecz moc generowana przez wtórne produkty rozpadu), - stopienie rdzenia Zabezpieczenie: Układ Awaryjnego Chłodzenia Rdzenia (UACR) UACR pasywny bezpompowy UACR z obiegiem wymuszonym pompami: - wysokiego ciśnienia (krótkotrwały) - niskiego ciśnienia (praca ciągła)

17 EKOLOGA Część - ENERGETYKA 93 Rozdział 4 - Sposoby zapewnienia Pierwotny obieg chłodzenia i układ awaryjnego chłodzenia rdzenia (UACR) Elektrowni Jądrowej Żarnowiec

18 EKOLOGA Część - ENERGETYKA 94 Rozdział 4 - Sposoby zapewnienia 1 zbiornik reaktora; 2 wytwornica pary; 3 główna pompa cyrkulacyjna; 4 główna zasuwa odcinająca; 5 stabilizator ciśnienia; 6 zbiornik zrzutowy stabilizatora ciśnienia; 7 akumulatory wodne UACR; 8 zbiorniki wodne części wysokociśnieniowej UACR; 9 pompy wysokociśnieniowe UACR; 10 zbiorniki części niskociśnieniowej UACR; 11 pompy niskociśnieniowe UACR; 12 zbiorniki z roztworem hydrazyny w układzie zraszania obudowy bezpieczeństwa; 13 pompy układu zraszania; 14 ażektory układu zraszania; 15 wymiennik ciepła do chłodzenia skroplin pobieranych z obudowy Hydrazyna wypłukiwanie związków jodu i innych produktów rozszczepienia

19 Część - ENERGETYKA 95 Rozdział 4 - Sposoby zapewnienia EKOLOGA Obieg pierwotny ciśnienie 12,5 MPA 6 pętli, rurociągi φ 500 mm (liczba pętli bezpieczeństwo, lecz także skomplikowany układ konstrukcyjny, rozw. Zadz. liczba pętli 3 4) łączny wydatek chłodziwa m 3 /h gorąca gałąź pętli przestrzeń wodna stabilizatora ciśnienia zimna gałąź pętli układ wtrysku wody stabilizatora ciśnienia jeżeli nie wystarcza układ wtrysku wody nadmiar pary skraplany w zbiorniku zrzutowym Układ Automatycznego (Awaryjnego) Chłodzenia Rdzenia UACR część pasywna Akumulator ciśnienia kwas borowy, poduszka gazowa sprężony azot ciśnienie 6 MPa spadek ciśnienia chłodziwa poniżej 6 MPa automatyczne otwarcie zaworów zwrotnych zalanie awaryjne rdzenia pojemność akumulatora 12,5 m 3 pozwala zalać rdzeń do 2/3 wysokości łącznie 4 12,5 = 50 m 3 wystarcza na 2 min. awaryjnego chłodzenia

20 EKOLOGA Część - ENERGETYKA 96 Rozdział 4 - Sposoby zapewnienia UACR układ wysokociśnieniowy Pompy - 13 MPa, 65 m 3 /h lość - 3; rozruch 30 s Objętość zbiorników m 3 Chłodziwo kwas borowy wysokostężony Po wyczerpaniu zapasu chłodziwa ze zbiornika możliwa para na chłodziwie ze zbiornika ściekowego chłodzonym w wymienniku ciepła UACR układ niskociśnieniowy Pompy - 0,7 MPa, 300 m 3 /h lość - 3; rozruch 30 s Objętość zbiorników m 3 Chłodziwo kwas borowy średniostężony Po wyczerpaniu chłodziwa praca w układzie zamkniętym - zbiornik ściekowy, - wymiennik ciepła, - pompy niskociśnieniowe UACR - zasadniczy obieg chłodzenia długotrwałego

21 EKOLOGA Część - ENERGETYKA 97 Rozdział 4 Sposoby zapewnienia RBMK 1000 (Czernobyl) para Separatory pary turbozespół reaktor kondensat UACR część pasywna UACR część aktywna Reaktor kanałowy, wrzący Moderator grafit Chłodziwo para, woda Bardzo niebezpieczne zestawienie Grafit temperatura pracy o C + woda, para

22 EKOLOGA Część - ENERGETYKA 98 Rozdział 4 Sposoby zapewnienia Kanał paliwowy reaktora RBMK stal nierdzewna spawanie dyfuzyjne stal nierdzewna φ 80 4 mm Woda + para cyrkon grafit Wzrost temperatury Wzrost udziału pary (gorzej pochłania neutrony spowalnianie neutronów w grafice) wzrost strumienia neutronów wzrost mocy reaktora (Czernobyl ~ 5 s 400 krotny neutrony szybkie) osuszenie rdzenia (Czernobyl 12 s) Dodatni współczynnik temperaturowy reaktywności!!!

23 EKOLOGA Najgroźniejsze awarie Część - ENERGETYKA 99 Rozdział 4 Sposoby zapewnienia Windscale (W. Brytania 1957) - pożar grafitowego rdzenia, błąd nagrzewania błąd personelu inny rozkład temperatury w czasie wygrzewania niż w trakcie eksploatacji przegrzanie grafitu NRX Vinca (Jugosławia 1959) praca przy wyłączonym układzie zabezpieczeń podniesienie poziomu D 2 O wzrost promieniowania śmierć personelu Lucens (Szwajcaria 1969) zniszczenie koszulek magnezowych przez wodę, zablokowanie przepływu chłodziwa, zniszczenie reaktora Browns Ferry (USA 1975) pożar kanałów kablowych Three Mile sland (USA 1979) - zablokowanie zaworu nadmiarowego ciśnienia w stabilizatorze ciśnienia obiegu pierwotnego w położeniu otwartym, - personel wyłączył układ awaryjnego chłodzenia rdzenia (zła interpretacja wskaźników) Czernobyl (ZSRR 1986) - wyłączenie układu zabezpieczeń, przegrzanie grafitu, wybuch gazu wodnego rozerwanie obudowy reaktora, pożar rdzenia

24 EKOLOGA Część - ENERGETYKA 100 Rozdział 4 Sposoby zapewnienia Odpady promieniotwórcze 1) przerób wypalonego paliwa schładzanie wypalonych elementów paliwowych (zbiorniki a wodą) np. dla WWER lata rozcinanie koszulek prętów paliwowych rozpuszczanie wypalonego paliwa w kwasach ekstrakcja Odpady wysokoaktywne uran pluton składowanie nowe paliwo

25 EKOLOGA 2) inne odpady promieniotwórcze Część - ENERGETYKA 101 Rozdział 4 Sposoby zapewnienia przykład: roczne ilości odpadów z eksploatacji reaktora WWEER m 3 - koncentraty powyparne 11 m 3 - zużyte jonity niskoaktywne 13 m 3 - zużyte jonity średnioaktywne 105 m 3 - stałe odpady niskoaktywne 35 m 3 tys. m 3 - gazowe odpady promieniotwórcze filtracja, składowanie zużytych filtrów prasowanie, spalanie redukcja objętości o 70 80% 3) składowanie odpadów promieniotwórczych a) odpady niskoaktywne - asfaltowanie - zalewanie żywicami utwardzalnymi beczki metalowe 200 lirowe technologia stosowana powszechnie w byłym RWPG składowisko 0,3 0,4 km 2 strefa ochronna ~ 25 km 2

26 Część - ENERGETYKA 102 Rozdział 4 Sposoby zapewnienia EKOLOGA b) odpady wysokoaktywne - odpady z przeróbki prętów paliwowych - odpady z zagęszczenia odpadów nisko i średnioaktywnych (całość odpadów z elektrowni 1000 MW e ~ 2 m 3 /rocznie) dla porównania: elektrownia węglowa 1000 MW e uran U tony/rocznie tor Th - 7 ton/rocznie bez możliwości zabezpieczenia dalsza przeróbka: stapianie odpadów ze szkłem borokrzemowym (odporność na temperaturę do 700 o C) pręty φ = 300 mm; l = 3000 mm osłonięte spawanymi tulejami ze stali nierdzewnej dla elektrowni 1000 MW e 10 prętów/rocznie Konieczność chłodzenia przez 10 lat - bez chłodzenia temperatura powyżej 1900 o C - z chłodzeniem 250 o C składowanie wzajemna odległość 10 m dotychczas składowiska w kopalniach soli woda związana w soli korozja obecnie w skałach wapiennych lub krzemowych

27 EKOLOGA Część - ENERGETYKA 103 Rozdział 4 Sposoby zapewnienia Czy istnieje alternatywa dla energetyki jądrowej? 1978 Francja węgiel olej energia opałowy jądrowa Koszty kapitałowe 3,4 2,9 5,0 Koszty eksploatacji 2,2 1,8 2,1 Koszty paliwa 7,0 9,4 3, Polska nakłady kapitałowe standard USA 105 mln zł/1 MW standard RWPG 74 mln zł/1 MW LZW, Bełchatów ~ 74 mln zł/1 MW 1984 Polska koszty energii 1 MWh 6170 zł energ. jądrowa Żarnowiec 1 MWh 6830 zł LZW 1990 Finlandia 1 kwh 2,6 c elektrownia jądrowa 1 kwh 3,4 c elektrownia węglowa (spełnia wymogi ochrony środowiska

28 Część - ENERGETYKA 104 Rozdział 4 Sposoby zapewnienia EKOLOGA Udział energetyki jądrowej w całkowitej produkcji energii elektrycznej Kraj udział udział Kraj udział udział % % % % Austria 0 0 Belgia Bułgaria Czechy 28 Dania 0 0 Czechosłow. 9,2 Francja Finlandia Niemcy Grecja 0 0 b. NRD 10,6 Włochy 0 38 Węgry Norwegia 0 0 Holandia 5 0 Portugalia 0 0 Polska 0 0 Hiszpania Rumunia 0 0 Szwajcaria Szwecja Jugosławia 6 W. Brytania 26 15,1 Słowenia : - świat średnio 17 % zapotrzebowania na energię elektryczną reaktory

29 EKOLOGA Część - ENERGETYKA 105 Rozdział 5 - Zabezpieczenie otoczenia przed promieniowaniem reaktora Problem zabezpieczenia otoczenia przed promieniowaniem reaktora Podstawowe wielkości charakteryzujące intensywność promieniowania jądrowego Miary efektywności promieniotwórczej A: 1 Bq = 1 rozpad/sekundę (bequerel w języku polskim bekerel) Ci(curie) = 3,7 10 = 3,7 10 Bq s Miara energii promieniowania pochłoniętej przez jednostkę masy materii D: 2 J 1rad = 10 kg w praktyce potrzebna jest zależność: intensywność promieniowania pochłonięta dawka promieniowania rozwiązanie: dawka ekspozycyjna X: suma ładunków elektrycznych wszystkich jonów jednego znaku wytworzonych w jednostce masy powietrza przez fotony γ

30 EKOLOGA Część - ENERGETYKA 106 Rozdział 5 - Zabezpieczenie otoczenia przed promieniowaniem reaktora Jednostka miary dawki ekspozycyjnej: 4 C 1 R (rentgen) = 2,58 10 kg dawka pochłonięta: D = ϕ X ϕ - współczynnik pochłaniania (dla promieniowania rentgenowskiego) dla ciała ludzkiego ϕ = 0,97 1 rad = 1R (dla człowieka) Uwaga: nie wszystkie rodzaje promieniowania są jednakowo szkodliwe dla człowieka niemożność podania uniwersalnej wartości dawki D dla człowieka rozwiązanie: równoważnik dawki H H = Q D gdzie: Q - współczynnik jakości promieniowania wzorzec (poziom odniesienia): promieniowanie γ

31 EKOLOGA Część - ENERGETYKA 107 Rozdział 5 - Zabezpieczenie otoczenia przed promieniowaniem reaktora Typ promieniowania Q Promieniowanie X, β (> 30 kev) 1 Elektrony, prom. β (< 30 kev) 1,7 Cząstki α, protony (< 10 MeV) 10 Ciężkie jądra odrzutu (produkty 20 rozszczepienia) Neutrony termiczne 3 Neutrony o energii - 5 kev 2,5-0,5 MeV 10-1 MeV 10,5-5 MeV 7-10 MeV 6,5 miara dawki równoważnej: 1 rem (Roentgen Equivalent Man) inna jednostka (zalecana przez S): 1 sv (sievert) = 100rem Uwaga: Jeżeli działają różne źródła promieniowania: H = i Q i D i

32 EKOLOGA Część - ENERGETYKA 108 Rozdział 5 - Zabezpieczenie otoczenia przed promieniowaniem reaktora Jakie dawki promieniowania może otrzymać człowiek: Wytyczne nternational Commision on Radiological Protection - dla osób dorosłych stykających się przy wykonywaniu zawodu ze źródłami promieniowania skumulowana dawka w czsie pracy: ( N 18) H = 5 H - całkowita dawka skumulowana (rem) N - wiek pracownika lata Wniosek: H rocznie < 5 rem 2,5 mrem/h (40h pracy) - ograniczenie dodatkowe - w okresie 3 miesięcy H < 3rem - dla pozostałych osób - 10 krotnie mniej Sposób pomiaru: - dozymetry rejestracja pochłoniętych dawek - pomiar uzupełniający natężenia promieniowania

33 EKOLOGA Część - ENERGETYKA 109 Rozdział 5 - Zabezpieczenie otoczenia przed promieniowaniem reaktora Rdzeń reaktora jako źródło promieniowania. Rdzeń reaktora α β protony antyneutrina neutrony uciekające z rdzenia promieniowanie γ intensywnie pochłaniane przez materiały konstrukcyjne nie wydostają się na zewnątrz rdzenia promieniowanie bardzo przenikliwe!!! promieniowanie γ: - fotony natychmiastowe - promieniowanie γ produktów rozszczepienia - promieniowanie γ wychwytowe (reakcje (η,γ) materiałów występujących w rdzeniu) - promieniowanie γ produktów aktywacji (jeżeli produkt reakcji (η,γ) jest radioaktywny)

34 EKOLOGA Część - ENERGETYKA 110 Rozdział 5 - Zabezpieczenie otoczenia przed promieniowaniem reaktora osłona termiczna ściana reaktora osłona biologiczna woda 1,5 3 m osłona stalowa obudowa osłona termiczna: - stal stopowa % B (bor) pochłanianie części neutronów i fotonów γ - nie dopuścić do nadmiernego nagrzewania ścian reaktora osłona biologiczna: - beton ciężki ρ = 6000 kg/m 3 (zwykły ρ = 2200 kg/m 3 ) wypełnienie ciężkie magnetyt, śrut stalowy, baryt, % wody związanej chemicznie w betonie

35 Część - ENERGETYKA 111 Rozdział 5 - Zabezpieczenie otoczenia przed promieniowaniem reaktora EKOLOGA Schemat spowalniania neutronów w osłonie biologicznej: Spowalnianie neutronów: etap etap etap N neutrony prędkie spowalnianie neutronów na jądrach pierwiastków ciężkich (wypełnienie betonu) spowalnianie neutronów na jądrach pierwiastków lekkich (związana woda w betonie) do energii termicznej Typowa osłona biologiczna pochłanianie neutronów w płaszczu wodnym stal woda

36 EKOLOGA Część - ENERGETYKA 112 Rozdział 5 - Zabezpieczenie otoczenia przed promieniowaniem reaktora mrem h n + γ γ [cm] efektywność osłony: redukcja promieniowania n + γ - sumaryczna efektywność dla promieniowania γ neutronowego i rentgenowskiego - dla promieniowania rentgenowskiego

37 EKOLOGA Część - ENERGETYKA Rozdział 6 - Wybrane problemy eksploatacji reaktorów jądrowych Jak sterować mocą reaktora? Moc reaktora strumień ilość wytworzonego neutronów ciepła stała czasowa procesu generacji energii w materiale rozszczepialnym ~ 0,1[s] średni czas życia neutronów w rdzeniu stała czasowa procesów przekazywania ciepła ~ kilka sekund Wniosek: - sterowanie mocą reaktora tylko poprzez regulację chwilowego strumienia neutronów konieczność pomiaru strumienia neutronów w rdzeniu reaktora!!!

38 Część - ENERGETYKA Rozdział 6 - Wybrane problemy eksploatacji reaktorów jądrowych EKOLOGA Czujniki do pomiaru strumienia neutronów Typowy reaktor jonizacyjny 114 obudowa gaz naładowana cząstka R U elektrody przejście cząstki naładowanej jonizacja gazu przepływ zjonizowanych cząstek między elektrodami (przepływ prądu impuls napięcia na oporze R) U dziesiętne mv setne µ s t

39 Część - ENERGETYKA Rozdział 6 - Wybrane problemy eksploatacji reaktorów jądrowych EKOLOGA problem: neutron (bez ładunku) brak jonizacji gazu rozwiązanie: - reakcja (n, α) 115 N B 10 5 α + Li 7 3 B 5 10 N - reakcja (n, f) N BF 3 N B 10 5 reakcja rozszczepienia + foton γ 235 U 92 N

40 Część - ENERGETYKA Rozdział 6 - Wybrane problemy eksploatacji reaktorów jądrowych EKOLOGA Podstawowa wada detektorów jonizujących: - wymagają zasilania 116 rozwiązanie: kolektron β obudowa - stal nierdzewna izolator MgO; Al O 2 3 φ e φ l φ = 1,2 3 mm; l = 3 40 cm; φ e = 0,5 1 mm emiter Rh; V N materiał emitera cząstka β kolektron z emisją elektronową N materiał emitera elektron Uwaga: materiał emitera - 59 Co 27 lepsze własności dynamiczne od pozostałych czujników

41 EKOLOGA Część - ENERGETYKA Rozdział 6 - Wybrane problemy eksploatacji reaktorów jądrowych 117 problem: - zakres pomiaru detektorów neutronowych ~ 2 dekady - zakres zmian strumienia neutronów w reaktorze ~ 11 dekad rozwiązanie: - zestawy czujników o różnych czułościach i zakresach pomiarowych (czujniki o małych zakresach wycofywane z rdzenia po wzroście mocy) - ogólna liczba czujników ~ kilkaset - czujniki umieszczone w kanałach obudowy reaktora

42 EKOLOGA Część - ENERGETYKA Rozdział 6 - Wybrane problemy eksploatacji reaktorów jądrowych 118 Podstawowe wielkości charakteryzujące pracę reaktora Efektywny współczynnik mnożenia neutronów: k = średnia ilość neutronów wytworzonych w reaktorze w jednostce czasu średnia ilość neutronów traconych w reaktorze (absorpcja i ucieczka) w jednostce czasu k = 1 - reaktor w stanie krytycznym k < 1 - reaktor w stanie podkrytycznym k > 1 - reaktor w stanie nadkrytycznym Wada k jako miary: k zmienia się w bardzo niewielkich granicach wokół wartości 1 Reaktywność reaktora ρ = k 1 k ρ = 0 - reaktor w stanie krytycznym ρ < 0 - reaktor w stanie podkrytycznym ρ > 0 - reaktor w stanie nadkrytycznym

43 EKOLOGA Część - ENERGETYKA Rozdział 6 - Wybrane problemy eksploatacji reaktorów jądrowych Rozruch reaktora 119 Reaktor wyłączony - pręty regulacyjne zanurzone w rdzeniu - stan głęboko podkrytyczny Usunięcie prętów regulacyjnych teoretycznie możliwość samoczynnego rozruchu reaktora (neutrony kosmiczne, neutrony z rozpadu wtórnego) sposób zabroniony mała dokładność pomiaru strumienia neutronów o niewielkiej intensywności możliwość awarii przy rozruchu reaktora Rozwiązanie: źródło rozruchowe zestaw izotopów o dużej wydajności neutronowej po rozruchu usuwany z rdzenia reaktora

44 EKOLOGA 1 ρ Część - ENERGETYKA Rozdział 6 - Wybrane problemy eksploatacji reaktorów jądrowych Regulacja mocy reaktora oscylacje prętów regulacyjnych wokół ρ = 1 t układ automatycznej regulacji mocy 120 n wykładniczy spadek strumienia neutronów wykładnicze narastanie strumienia neutronów t wysunięcie prętów regulacyjnych przyrost ilości reakcji rozszczepienia wzrost koncentracji ksenonu w paliwie (intensywnie pochłania neutrony) wysunięcie prętów dla kompensowania mocy wzrost strumienia neutronów wypalanie ksenonu na skutek absorpcji neutronów wsunięcie prętów dla zmniejszenia strumienia neutronów itd. Oscylacje ksenonowe!!!

45 EKOLOGA Część - ENERGETYKA Rozdział 6 - Wybrane problemy eksploatacji reaktorów jądrowych 121 miejsce pomiaru 3,35 m P Po miejsce wprowadzenia zakłócenia t[h] P - moc chwilowa w miejscu pomiaru P O - średnia moc przed wprowadzeniem zakłócenia niebezpieczeństwo miejscowe przegrzanie rdzenia zapobieganie: - konieczność pomiaru strumienia neutronów w całej objętości rdzenia - konieczność indywidualnej regulacji położenia prętów regulacyjnych w całej objętości rdzenia

46 EKOLOGA Część - ENERGETYKA Rozdział 6 - Wybrane problemy eksploatacji reaktorów jądrowych Wyłączenie reaktora wsunięcie prętów regulacyjnych (pochłaniających neutrony) do wnętrza rdzenia, zanik procesów rozszczepiania uwaga: - wsunięcie prętów nie oznacza przerwania procesów wydzielania ciepła (rozpad wtórny moc powyłączeniowa) dobre przybliżenie: PS 0,26 = 0,095 t (dla t > 200) PO P S - moc reaktora w chwili t po wyłączeniu P O - moc reaktora przed wyłączeniem t - czas od chwili wyłączenia [s] np. dla WWER 440; M O = 1373 MW C t = 200 s P S = 346 MW t = 1 h P S = 163 MW t = 24 h P S = 71 MW t = 7 dni P S = 43 MW t = 30 dni P S = 30 MW t = 365 dni P S = 15 MW

47 EKOLOGA wyłączenie reaktora spadek strumienia neutronów wzrost koncentracji X e wprowadzenie dużej ujemnej reaktywności Część - ENERGETYKA Rozdział 6 - Wybrane problemy eksploatacji reaktorów jądrowych tzw. zatrucie reaktora ksenonem 123 koncentracja ksenonu t max t [h] ρ -0,5-0,4-0,3 maksymalna rezerwa reaktywności -0,2-0,1 ta t max t b t [h] t a < czas martwy reaktora < t b niemożność uruchomienia reaktora nawet po usunięciu prętów regulacyjnych i wprowadzeniu źródła rozruchowego Wniosek: reaktory jądrowe praca podstawowa

48 EKOLOGA Część - ENERGETYKA Rozdział 6 - Wybrane problemy eksploatacji reaktorów jądrowych Zagrożenie promieniowaniem ze strony energetyki jądrowej 124 Źródło promieniowania Promieniowanie kosmiczne 28 Promieniowanie ziemskie 38 Radon w budynkach 100 Dawka skumulowana na osobę/rocznie [mrem] Promieniowanie radioaktywnych 39 pierwiastków pochł. przez organizm Diagnostyka rentgenowska 94 Opady radioaktywne z wybuchów 2 jądrowych w atmosferze TV, zegarki, detektory dymu 0,5 Energetyka jądrowa 0,015 Awaria w Czernobylu - całe ciało 30 - tarczyca 300 Dawki otrzymane przez zatrudnionych w energetyce jądrowej: 30 % zatrudnionych H > 500 mrem 70 % zatrudnionych H < 500 mrem

49 Część - ENERGETYKA Rozdział 6 - Wybrane problemy eksploatacji reaktorów jądrowych EKOLOGA Oszacowania ryzyka wypadku śmiertelnego w niektórych działach przemysłu (USA) 125 Praca biurowa Przemysł chemiczny, wydobywczy Leśnictwo 1, Rybołówstwo Rozbiórka domów 3, Energetyka jądrowa 1, Średnie roczne dawki promieniowania pochłaniane przez personel elektrowni jądrowej USA Stare konstrukcje - 1,6 osobo rem/mw Nowe konstrukcje - 0,7 osobo rem/mw Europa (zachodnia) - 0,4 osobo rem/mw Kanada - 0,2 osobo rem/mw Ogólnie: przekroczenie 5 rem/osobę rocznie tylko w sytuacjach awaryjnych

50 EKOLOGA Część - ENERGETYKA Rozdział 6 - Wybrane problemy eksploatacji reaktorów jądrowych 126 Aktywność całkowita promieniowania β Badana Jednostka przed po awarii w Czernobylu próbka awarią maj czerwiec grudzień Powietrze Bq/m 3 0,1 1,0 0,4 0,1 Opad Bq/m Całkowity mies. Woda Bq/l 0,40 2,5 0,34 0,3 Wodociągowa Gleba Bq/kg Mięso Bq/kg Mleko Bq/l Warzywa, Bq/kg owoce