Produkcja paliwa jądrowego, funkcjonowanie elektrowni jądrowej, systemy bezpieczeństwa elektrowni.

Produkcja paliwa jądrowego, funkcjonowanie elektrowni jądrowej, systemy bezpieczeństwa elektrowni.

Zamiana UF 6 na paliwo jądrowe: 1) zamiana UF 6 na UO 2, 2) wytwarzanie pastylek, 3) wytwarzanie prętów paliwowych / kaset z prętami. Konwersja polega na dodawaniu do UF 6 pary wodnej oraz wodoru - fluor wiąże się z wodorem a uran z tlenem. Często gadolin jest dodawany do pastylek - jest to trucizna neutronowa, która wypala się z czasem. Pastylki są wkładane do prętów, które są zaspawane z obu końców.

Pastylki zamyka się w obudowie ceramicznej, wkłada się do prętów paliwowych zbudowanych z cyrkonu (odporny na korozję i wysoką temperaturę, nie pochłania neutronów). Zespół kilkudziesięciu prętów wkłada się do kasety, która tworzy zespół paliwowy. Do prętów pompuje się hel pod ciśnieniem 3 atm aby zwiększyć przepływ ciepła.

Zespół paliwowy

Rodzaj paliwa nuklearnego Uranowe (U-238) Uranowe (U-235), Plutonowe (Pu-239), Uranowo-plutonowe (MOX - DU wymieszany z tlenkiem plutonu w ilości ok. 7%), Torowe (Th-232). Toru (w skorupie ziemskiej) jest ok. 3 razy więcej niż uranu. Cały tor może być wykorzystany jako paliwo, podczas gdy uranu tylko 0,7%. W typowym reaktorze jądrowym ok. 1/3 produkowanej energii pochodzi ze spalania plutonu

Pastylki paliwowe UO 2 ==> pręty paliwowe ==> zespół paliwowy ==> rdzeń reaktora. Przykładowe parametry rdzenia 157 zespołów paliwowych 264 prętów w zespole 72.5 ton paliwa uranowego w rdzeniu Elektrownia 1100 MW może zawierać: 193 zespoły paliwowe, 50 000 prętów paliwowych, 18 milionów pastylek paliwowych. W praktyce większość paliwa nuklearnego jest ceramicznym UO 2 (o temperaturze topnienia 2800 o C) i w większości jest wzbogacone. Pastylki paliwowe (1 cm średnicy; 1.5 cm długości), włożone są w cyrkonowe tuby (cyrkon jest odporny na korozję, twardy stop, przepuszcza neutrony). Pręty mają długość do 4 metrów. Paliwo w elektrowniach jądrowych jest wypalane jedynie od kilku do kilkunastu procent.

Fizyka reakcji rozczepienia Neutron powoduje podział jądra uranu na dwie połówki (Meitner i Frisch)

Rozczepienie jest naruszeniem delikatnej równowagi, jaka istnieje w jądrze między siłami przyciągania jądrowego i siłami odpychania elektrycznego miedzy protonami. We wszystkich znanych jądrach siły przyciągania są dominujące. W jądrze uranu ta dominacja jest niewielka. Jeśli z jakiegoś powodu nastąpi rozciągnięcie jądra, to siły elektryczne mogą je jeszcze wzmocnić. Po przekroczeniu pewnej granicy siły jądrowego przyciągania ustępują siłom elektrycznym i następuje podział (rozczepienie) jądra na dwie części. Rozciągnięcie może być skutkiem pochłonięcia neutronu, który dostarcza jądru niezbędnej do tego energii. 235 U + 1 neutron --> 2(3) neutrony + 92 Kr + 142 Ba + ENERGIA

Reakcja łańcuchowa Pręty kontrolne

Załóżmy, że ok. 2,5 neutronów średnio jest emitowane w trakcie każdego rozpadu. To są neutrony II generacji. W trakcie drugiego rozpadu emitowane są 2,5 x 2,5 neutrony, czyli 6.25 neutronów (są to neutrony III generacji). W reaktorze jądrowym upływa średnio 1 milisekunda pomiędzy każdą generacją (fazą rozczepienia). Oznacza to, że co każdą milisekundę liczba neutronów rośnie 2,5-krotnie. Jeżeli w czasie 0 występuje 5 neutronów, to po 10 millisekundach jest ich 5 x 2,5 10 = 47 683 neutronów

Masa krytyczna Gdyby zapoczątkować reakcję łańcuchową w kawałku czystego uranu-235 o wielkości piłki tenisowej to nastąpiłby potworny wybuch. Jeśli jednak kawałek uranu będzie mały to wybuch nie nastąpi. Neutrony uwalniane w trakcie rozczepienia przebywają zwykle pewien odcinek zanim zostaną pochłonięte i spowodują następne rozczepienie. Gdy próbka jest zbyt mała to neutrony mogą ją opuścić zanim trafią w kolejne jądro. Jeżeli średnio mniej niż jeden neutron uwalniany w akcie rozczepienia jest zdolny do wywołania następnego rozczepienia, to reakcja łańcuchowa wygasa, jeżeli więcej to reakcja rozwija się lawinowo. Istnieje pewna wartość masy, zwana masą krytyczną, przy której każdy akt rozczepienia powoduje średnio jedno dodatkowe rozczepienie. Wystarcza to do podtrzymania reakcji. Poniżej tej wartości masy reakcja łańcuchowa nie może się rozwinąć, a powyżej zachodzi lawinowo. Dwa podkrytyczne ładunki uranu w bombie atomowej

Podstawowe pojęcia związane z funkcjonowaniem reaktora jądrowego Moderator - materiał w rdzeniu, który spowalnia neutrony z reakcji rozczepienia, tak aby mogły powodować dalsze rozczepienia jąder (woda, ciężka woda, grafit lub beryl) Pręty kontrolne - zrobione z materiałów pochłaniających neutrony, takich jak kadm, hafn, bor, wkładane lub wysuwane z rdzenia, kontrolują szybkość reakcji lub zatrzymują pracę reaktora (służą do kontrolowania mocy reaktora - dzięki istnieniu neutronów opóźnionych (czas życia neutronów opóźnionych wynosi ok. 12 sek) Chłodziwo - płyn lub gaz przepływający przez rdzeń i odbierający od niego ciepło. W reaktorach LWR woda-moderator pełni również funkcję chłodziwa (obieg pierwotny) Reflektor neutronowy Składa się z materiału, który odbija neutrony. Przykłady materiałów: grafit, beryl, ołów, stal, węglik spiekany.

MODERATOR Przekazywanie energii najbardziej skutecznie zachodzi przy zderzeniach neutronów z lekkimi jądrami (grafit, beryl, woda, ciężka woda). Zatem idealny moderator powinien mieć niską liczbę masową, aby odebrać jak najwięcej energii w każdym zderzeniu z neutronem, a jednocześnie mieć jak najniższy współczynnik pochłaniania, aby jak najmniej neutronów było traconych w materiale moderatora w procesie spowalniania. CHŁODZIWO W celu odprowadzenia wydzielonego ciepła, między prętami przepływa chłodziwo - substancja mająca mały współczynnik pochłaniania neutronów. Jako chłodziwa używa się np. wody - zwykłej lub ciężkiej, ciekłego sodu, helu lub dwutlenku węgla. Przepływ chłodziwa przez reaktor jest wymuszany przystosowanymi do tego celu pompami. W lekkowodnych reaktorach energetycznych woda spełnia jednocześnie dwie funkcje: moderatora i chłodziwa. W innych typach reaktorów funkcje te są rozdzielone. Przykład: OKLO Reaktor (ujemne sprzężenie zwrotne)

Substancje pochłaniające neutrony w rdzeniu Neutron poisson (trucizny jądrowe) - substancje silnie pochłaniające neutrony, czasem celowo dodawane do rdzenia reaktora, po to aby obniżyć wysoką reaktywność świeżego paliwa. Koncentracja neutron poisson (niektórych) zmniejsza się wraz z pochłanianiem kolejnych neutronów. Burnable poissons - kontrolują reaktywność rdzenia bez udziału prętów kontrolnych. Pochłaniając neutrony zmniejsza się ich koncentracja. W idealnej sytuacji zmniejszająca się reaktywność poissons powinna rekompensować zmniejszającą się reaktywność paliwa wraz z upływem czasu. Zazwyczaj są to związki Boru lub Gadolinu. Dodaje je się do materiału paliwowego przez co są bardziej równomiernie rozmieszczone w rdzeniu niż pręty kontrolne, a więc powodują równomierne rozłożenie mocy reaktora w rdzeniu.

Zatrucie reaktora ksenonem W trakcie pracy reaktora powstaje szereg izotopów, które pochłaniają neutrony (trucizny jądrowe). Efekt ksenonowy: Nagromadzenie ksenonu, które prowadzi do osłabienia reaktywności reaktora.

Stany pracy reaktora Jeżeli liczba neutronów, które są tracone bądź absorbowane w innych reakcjach niż rozszczepianie jest większa niż liczba neutronów wytwarzanych w reakcji rozszczepienia, wtedy reakcja rozszczepiania nie podtrzymuje się i ustaje. Reaktor znajduje się w stanie podkrytycznym. Odwrotnie, w momencie, gdy za każdym kolejnym rozszczepieniem zwiększa się liczba neutronów zdolnych do wywołania rozszczepienia to wtedy ilość rozszczepień wzrasta, wzrasta energia wytwarzana przez reaktor. Reaktor jest w stanie nadkrytycznym. Jeśli utrzymuje się stała liczba rozszczepień (jeden neutron z każdego rozszczepienia wywołuje jedno kolejne rozszczepienie) reaktor jądrowy znajduje się w stanie krytycznym. Reaktor pracuje w stanie krytycznym produkując określoną, stałą w czasie energię.

Stan krytyczny pracy reaktora Gdy liczba neutronów powstających w reaktorze w jednostkowym czasie dt jest równa liczbie neutronów traconych w tym samym czasie w wyniku pochłaniania i ucieczki, stan pracy reaktora określa się jako tzw. stan krytyczny. Jest to normalny stan pracy reaktora, stan pracy ustalonej, którego osiągnięcie zależy od poziomu wytwarzania oraz strat neutronów. Sterowanie reaktorem polega więc na regulacji poziomu neutronów w reaktorze tak, by znajdował się on w stanie krytycznym. Do tego wykorzystuje się fakt istnienia materiałów silnie pochłaniających neutrony, czyli takich które mają duży przekrój czynny na pochłanianie neutronów (bor, kadm). Za pomocą wykonanych z takich materiałów prętów sterujących utrzymuje się pożądany poziom neutronów poprzez odpowiednie zakłócenie ich bilansu, prowadzące do osłabienia lub wygaszenia reakcji łańcuchowej, a w konsekwencji do zmniejszenia produkcji ciepła. Analogiczne jest działanie prętów bezpieczeństwa, przy czym, są one używane wyłącznie do awaryjnego wyłączenia reaktora.

Stan krytyczny pracy reaktora, cd. Odpowiednio sterując prętami regulacyjnymi można uzyskać stan krytyczny reaktora przy różnym poziomie mocy, ograniczonym jedynie wydajnością odprowadzania ciepła. Uzyskana moc zależy od wielkości strumienia neutronów w rdzeniu, tak więc jeśli pręty zostaną podniesione i pozwoli się na zaistnienie przez pewien czas stanu nadkrytycznego, wartość strumienia neutronów ulegnie zwiększeniu, natomiast po opuszczeniu prętów do początkowego poziomu jego wartość ustali się na wyższym poziomie dając odpowiednio wyższą moc ustaloną. Sytuacja ta dotyczy przypadku, gdy reaktor ma tzw. zapas paliwa, tj. jego masa jest większa od masy krytycznej.

W 1938 roku wykryto zjawisko rozczepienia jądra. Niespełna rok po odkryciu reakcji rozczepienia fizycy stwierdzili, że w naturalnym uranie metalicznym może dojść do reakcji łańcuchowej, jeśli tylko materiał ten zostanie podzielony na małe części, między które zostanie włożony materiał spowalniający neutrony. Enrico Fermi, który przybył do USA w Włoch na początku 1939 roku, skonstruował pierwszy reaktor jądrowy (stos atomowy). Grupa współpracowników Fermiego przeprowadziła pierwszą kontrolowaną reakcję rozczepienia i otrzymała energię jądrową 2 grudnia 1942 roku.

Główne części funkcjonalne elektrowni jądrowej Część konwencjonalna elektrowni jest charakterystyczna dla wszystkich typów elektrowni cieplnych. Jest w zasadzie identyczna jak w elektrowni klasycznej opalanej paliwami kopalnymi. Jedyne różnice dotyczą parametrów technicznych wykorzystywanych urządzeń. Część jądrowa elektrowni, składa się z trzech zasadniczych elementów: reaktora, pomp cyrkulacyjnych oraz wytwornicy pary. Elementy te są ze sobą odpowiednio połączone przez zespół rurociągów tworzących tzw. obieg pierwotny wody. Jest to obieg zamknięty, w którym woda transportuje energię cieplną z reaktora do wytwornicy pary. W celu skompensowania zmian objętości wody w obiegu pierwotnym, jakie następują wskutek zmian temperatury, przyłącza się do niego dodatkowo tzw. regulator ciśnienia. Wytwornica pary stanowi element wspólny obydwu obiegów występujących w elektrowni. Woda dostarczona do niej z obiegu wtórnego odbiera ciepło od wody obiegu pierwotnego w wyniku czego powstaje para wodna, przepływająca następnie rurociągiem pod wysokim ciśnieniem (rzędu 6 MPa) od wytwornicy do turbiny parowej. W wyniku rozprężenia dostarczonej pary w zespole kolejnych turbin, następuje obrót wału generatora elektrycznego, co skutkuje generacją prądu elektrycznego.

Para wodna przepływając przez turbiny ulega ochłodzeniu, po czym Obiegi wodne dopływa do skraplacza pary (kondensatora), gdzie dzięki dodatkowemu obiegowi wody chłodzącej ulega skropleniu. Istnienie dwóch obiegów wodnych wynika z konieczności izolacji obiegu wody mającej bezpośrednią styczność z rdzeniem reaktora oraz obiegu wody, która (w postaci parowodnej) napędza turbiny generatora. Dlatego w przypadku ewentualnego wydostania się do wody chłodzącej substancji promieniotwórczych w wyniku uszkodzeniu pręta paliwowego, skażenie ograniczone zostaje jedynie do obiegu pierwotnego. Klasyfikacja reaktorów ze względu na system odprowadzania ciepła Rozróżnia się trzy systemy pracy reaktorów energetycznych: * Jednobiegowy (np. BWR) - para wytworzona w zbiorniku reaktora doprowadzana jest bezpośrednio do turbiny parowej, a po skropleniu za turbiną wraca do reaktora, * Dwubiegowy (np. PWR) - obieg wody chłodzącej rdzeń reaktora jest zamknięty, a ciepło z niego jest przekazywane w wytwornicy pary do drugiego obiegu, w którym znajduje się turbina parowa, * Trzybiegowy (np. reaktor prędki chłodzony sodem) - między pierwszy sodowy obieg chłodzący rdzeń reaktora i trzeci, wodno-parowy obieg doprowadzający parę do turbiny, wstawiony jest pośredni obieg sodowy.

Typy reaktorów jądrowych Reaktor wodno-ciśnieniowy (PWR) Najbardziej rozpowszechniony reaktor energetyczny. Woda pełni rolę chłodziwa oraz moderatora oraz reflektora. Co najmniej dwa obiegi chłodzące. Wadą wykorzystania wody jest jej silne działanie korozyjne, szczególnie w wysokich temperaturach. Zawiera 150-250 zespołów paliwowych, po 200-300 prętów paliwowych każdy, w sumie 80-100 ton uranu. Woda w obiegu chłodzenia osiąga temperaturę do 325 o C, (przed odprowadzeniem ciepła - 280 o C) ciśnienie wynosi 150 atm (aby nie doszło do wrzenia). Jeżeli dojdzie do wrzenia i ucieczki pary z systemu chłodzenia, to równocześnie woda przestanie być moderatorem, co spowoduje spowolnienie reakcji jądrowej - ujemne sprzężenie zwrotne (bezpieczne). Ze względu na wysokie ciśnienie w układzie obiegu chłodzącego jest wmontowany stabilizator. Jego praca polega na prostej zasadzie - jeżeli ciśnienie w obiegu spada to woda w stabilizatorze jest podgrzewana, powstaje w nim więcej pary, która podnosi ciśnienie w obiegu. Gdy ciśnienie w obiegu jest zbyt duże, otwiera się zawór w stabilizatorze, którym zrzucany jest nadmiar pary. Aby zapewnić maksymalną powierzchnię prętów, gwarantującą dobre warunki chłodzenia, pręty paliwowe mają niewielką średnicę ok. 10 mm.

Reaktor z wrzącą wodą (BWR) Często spotykane rozwiązanie na świecie. Wodę w rdzeniu reaktora doprowadza się do wrzenia. Na wyjściu z reaktora jest para nasycona napędzająca turbinę. Nie ma wytwornicy pary w obiegu. Para, która napędza turbinę powinna być sucha. Osuszanie pary dzieje się w separatorach wilgoci znajdujących się powyżej reaktora. Instalacja separatorów wilgoci i osuszaczy pary powoduje, że pręty sterujące są wprowadzane do reaktora z dołu. Para wodna jest moderatorem i chłodziwem (mieszanka wody i pary). Brak zamkniętego obiegu pierwotnego, a więc uproszczenie konstrukcji, jest wprawdzie zaletą, niemniej jednak ma to także wadę, gdyż para wodna poruszająca turbiny może zawierać związki promieniotwórcze (głównie N-16, który ma czas rozpadu 7 sek), co zwiększa ryzyko radiacyjne i utrudnia prowadzenie prac remontowych i konserwacyjnych. Para wodna w obiegu chłodzenia jest pod niższym ciśnieniem w porównaniu z PWR - tylko 75-krotnie przewyższającym 1 atm - wskutek czego woda wrze w rdzeniu w temperaturze ok. 285 o C. Przy przegrzaniu rdzenia tworzy się więcej pary, która gorzej moderuje reakcję od wody i aktywność reaktora słabnie - ujemne sprzężenie zwrotne!!!

Pojedynczy obieg wody

Dodatkowe informacje nt. reaktora BWR

Reaktor RBMK (Rieaktor Bolszoj Moszcznosti Kanalnyj) Typ reaktora w Czarnobylu. Reaktor, który może być przy okazji wykorzystywany do celów militarnych - do produkcji Pu-239. Nie posiada zbiornika ciśnieniowego ponieważ musi istnieć możliwość wymiany paliwa w każdej chwili. Nie posiada obudowy bezpieczeństwa z uwagi na duże rozmiary reaktora. Moderatorem jest grafit. Używanie grafitu pociąga za sobą pewne niebezpieczeństwo, gdyż jeśli nastąpi awaria układu chłodzenia, a jednocześnie nie będzie można zatrzymać pracy reaktora to w wysokiej temperaturze nastąpi zapłon grafitu (takie wydarzenie miało miejsce w Czarnobylu). Wzrost temperatury rdzenia prowadzi do podgrzania wody, a więc zmniejszenia jej gęstości, tym samych osłabienia właściwości chłodzących. To dalej prowadzi do wzrostu temperatury rdzenia, bo moderatorem pozostaje grafit, który jest obecny w reaktorze. Ten ciąg zdarzeń ma charakter dodatniego sprzężenie zwrotnego, które destabilizuje system. W sytuacji gdy chłodziwo odparowuje (woda) reagując z cyrkonem powstaje przy okazji wodór, który może prowadzić do wybuchu.

Moderatorem i chłodziwem jest ciężka woda. Reaktor na NIEwzbogacone paliwo! Ciężka woda spowalnia neutrony ale ich nie pochłania! Więcej neutronów jest w obiegu w porównaniu z sytuacją gdy moderatorem jest lekka woda.

Reaktory powielające na neutronach prędkich - Fast Breeder Reactors (FBR) Uran składa się z 99,3% 238 U i tylko zaledwie z 0,7% 235 U. Uran 238 U wychwytuje szybkie neutrony. Zamienia się przy tym zgodnie z wzorem reakcji: neutron + U-238 ==> U-239 (1) Uran 239-U rozpada się natomiast: 239U ==> 239Np + ß - (2) 239Np ==> 239Pu + ß - (3) Powstaje pierwiastek - pluton. Pluton może być następnie rozszczepiany przy użyciu powolnych neutronów. Reaktory powielające przeprowadzają właśnie ten proces wykorzystując izotop uranu 238-U, który nie podlega rozszczepieniu w czasie bombardowania przez neutrony powolne, do wytworzenia rozszczepialnego plutonu. W trakcie pracy reaktora FBR część neutronów jest zużywanych na podtrzymanie reakcji rozczepienia a druga część na produkcję paliwa.

Fast-Breeder Reactor!!! (reaktor FBR jednocześnie produkuje energię elektryczną oraz pluton) Konstrukcja FBR wymaga większego wzbogacenia w U-235 niż w przypadku lekkowodnego reaktora. Zazwyczaj od 15% do 75%. Reaktor jest otoczony pokrywą złożoną z uranu U-238. Nie wykorzystuje się żadnego moderatora, ponieważ szybkie neutrony są bardziej efektywne w transmutacji U-238 to Pu-239. Przy tak wysokiej koncentracji U-235, pochłanianie szybkich neutronów jest wystarczające żeby podtrzymać reakcję łańcuchową. Wykorzystanie wody jako chłodziwa spowodowałoby spowolnienie neutronów, dlatego wykorzystuje się ciekły sód jako chłodziwo, który nie pochłania neutronów i bardzo dobrze przenosi ciepło. 3 obiegi chłodzące!

Rdzeń reaktora otoczony jest płaszczem, w którym tworzy się świeże paliwo, Pu-239 z U-238. Taki płaszcz składa się z naturalnego lub zubożonego uranu. Stosowanie ciekłego sodu jako chłodziwa ma wadę polegającą na aktywowaniu się promieniotwórczego izotopu 24 Na. Aby odizolować obieg pierwotny od wtórnego stosuje się pośredni obieg sodowy. Inną wadą sodu jest jego łatwopalność.

Zalety i wady FBR Ujemne sprzężenie

Elektrownie jądrowe na świecie Ok. 16% energii elektrycznej na świecie wytwarzanej jest w elektrowniach jądrowych. W roku 2010 istniało 439 elektrowni jądrowych na świecie (głównie PWR i BWR). Żywotność elektrowni jądrowej - od 30 do 60 lat. Żywotność elektrowni jądrowej - od 30 do 60 lat. Zużycie materiału, korozja, generatory pary, zmiana właściwości materiałów pod wpływem ciepła i promieniowania neutronowego.

Wymiana paliwa w elektrowni odbywa się raz na 1-2 lata, wymienia się wtedy ok. 1/3 starego paliwa i zastępuje się świeżym.

Bezpieczeństwo elektrowni jądrowych Awarie elektrowni łączą się zazwyczaj z zakłóceniami w przepływie wody chłodzącej. Pierwszym zadaniem w razie takiej awarii jest przerwanie reakcji rozczepienia - przy pomocy prętów kontrolnych / bezpieczeństwa. W reaktorach z moderatorem wodnym występuje sprzężenie ujemne, zapewniające obniżenie mocy reaktora gdy tylko nastąpi nadmierne podgrzanie wody. Wyłączenie reaktora w elektrowniach z reaktorami wodnymi jest rzeczą łatwą. Problemem jest (we wszystkich typach reaktorów) zapewnienie ciągłego odbioru ciepła od reaktora już po jego wyłączeniu!!!

System barier bezpieczeństwa w reaktorach

System czterech barier Awarie powodujące tylko przegrzanie paliwa bez uszkodzenia obiegu pierwotnego niszczą pierwsze dwie bariery, ale bariera 3 i 4 pozostają nienaruszone. Druga bariera ochronna

Wybuch wodoru w elektrowni Fukushima I - 14 marca 2011

Naturalne sprzężenia zwrotne regulujące moc reaktora Stabilność wewnętrzna reaktorów chłodzonych i moderowanych wodą, do których należą reaktory PWR i BWR dominujące w energetyce jądrowej na całym świecie oparta jest na ujemnym sprzężeniu. Gdy wskutek podgrzania wody lub jej odparowania ilość wody w rdzeniu zmaleje, neutrony będą gorzej spowalniane i będą wydostawały się poza rdzeń, ulegając pochłanianiu w otaczających go materiałach konstrukcyjnych. Proces ten spowoduje zmniejszenie liczby rozczepień w rdzeniu i samorzutne wygaszenie reakcji jądrowej. Przykład innego ujemnego sprzężenia: metaliczny uran zmniejszający gęstość przy wzroście temperatury (w reaktorach Magnox)

Pasywne systemy bezpieczeństwa

Oprócz układów pasywnych są także aktywne układy awaryjnego chłodzenia rdzenia - zawierają one 3 lub 4 równoległe podukłady ze zbiornikami chłodziwa, pompami i zaworami, zaprojektowane tak by tylko jeden z kilku równolegle pracujących podukładów wystarczył do zalania rdzenia wodą i skutecznego chłodzenia.

Pasywne zabezpieczenie w przypadku awarii pomp w obiegu pierwotnym

Odporność na wstrząsy sejsmiczne Elektrownia w Fukushimie wytrzymała trzęsienie ziemi, mimo że było ono około 7 razy silniejsze, niż takie na jakie została zaprojektowana.

Przykład zabezpieczenia reaktora PHWR (podwójny system prętów bezpieczeństwa) To provide extra protection if it is ever needed there are two independent shutdown systems, each capable of shutting down the reactor quickly. These can be compared to two independent braking systems in a car, if it is remembered that the shutdown systems, unlike brakes, are neither needed nor used in normal operation; they are there only to take care of unplanned events. One shutdown system consists of vertical rods, similar to control rods but faster acting: the other consists of horizontal tubes, permanently in the calandria, through which a liquid containing neutron absorbers can be squirted into the moderator rapidly.