NAUKA I TECHNIKA WOBEC WYZWANIA BUDOWY ELEKTROWNI JĄDROWEJ Polskie Towarzystwo Nukleoniczne Klasyfikacja i kwalifikacja konstrukcji, systemów i elementów ważnych dla bezpieczeństwa elektrowni jądrowej, Dr inż. A. Strupczewski, prof. ndzw. Narodowe Centrum Badań Jądrowych Warszawa 15 luty 2013r
Plan wykładu 1. Wymagania bezpieczeństwa w fazie projektu reaktora 2. Układ barier w reaktorze PWR 3. Wymagania projektowe dla reaktora PWR 4. Funkcje bezpieczeństwa 5. Wytyczne do podziału na klasy bezpieczeństwa 6. Podział systemów na klasy bezpieczeństwa wg przepisów fińskich 7. Klasyfikacja struktur, systemów i elementów 8. Kwalifikacja struktur, systemów i elementów 9. Kryteria przy kwalifikacji wyposażenia 10. Przykłady z praktyki w Czechach i we Francji
1. Wymagania bezpieczeństwa w fazie projektu reaktora Zasadnicza odpowiedzialność za bezpieczeństwo spoczywa na organizacji prowadzącej eksploatację reaktora,. Jednakże wszystkie inne organizacje włączone w działania ważne dla bezpieczeństwa muszą zapewnić, że sprawy bezpieczeństwa mają najwyższy priorytet. Kierownictwo projektem EJ musi zapewnić, że struktury, systemy i części (SSC) ważne dla bezpieczeństwa mają odpowiednie charakterystyki, specyfikacje i skład materiałowy, tak że mogą one wypełniać funkcje bezpieczeństwa a EJ może pracować bezpiecznie z wymaganą niezawodnością przez cały projektowany okres życia, chroniąc personel i społeczeństwo oraz środowisko przed skutkami możliwych awarii Gdzie tylko jest to możliwe, struktury, systemy i części ważne dla bezpieczeństwa muszą być projektowane zgodnie z najnowszymi lub aktualnie stosowanymi normami, muszą opierać się na rozwiązaniach sprawdzonych w poprzedniej praktyce inżynieryjnej i muszą być dobrane tak by spełniały cele w zakresie bezpieczeństwa stawiane przed EJ
Wymagania bezpieczeństwa w fazie projektu reaktora c.d. W projekcie trzeba uwzględniać odpowiednie doświadczenie eksploatacyjne uzyskane w innych instalacjach i wyniki odpowiednich programów badawczych bezpieczeństwa Należy opracować wszechstronną analizę bezpieczeństwa dla potwierdzenia, że rozwiązania projektowe przedłożone dla produkcji, budowy i eksploatacji EJ zadawalają wymagania bezpieczeństwa ustalone na początku procesu projektowania Organizacja eksploatująca reaktor winna zapewnić, że ocena bezpieczeństwa zostanie zweryfikowana przez niezależny zespół ekspertów, nie związanych z organizacją projektową, zanim projekt zostanie przedłożony do zatwierdzenia urzędowi dozoru jądrowego Należy przygotować i wdrożyć program zapewnienia jakości opisujący ogólne aspekty projektowania i oceny projektu EJ. Program ten winien być uzupełniony bardziej szczegółowymi planami dla każdej SSC tak by zapewnić we wszystkich przypadkach wysoką jakość projektu.
Główne wymagania techniczne obrona w głąb Projekt winien zapewnić Wielokrotne niezależne bariery fizyczne chroniące przed niekontrolowanym uwalnianiem produktów radioaktywnych do otoczenia EJ Marginesy bezpieczeństwa i wysoką jakość konstrukcji Kontrolę EJ po postulowanych wydarzeniach inicjujących przy użyciu wbudowanych cech bezpieczeństwa i środków technicznych, Uzupełnienie kontroli EJ poprzez automatyczną aktywację układów bezpieczeństwa Wyposażenie i procedury działania dla kontrolowania przebiegu i skutków awarii tak dalece jak to jest możliwe Wielokrotne środki spełnienia podstawowych funkcji bezpieczeństwa to jest kontrolę reaktywności, odbiór ciepła i zatrzymywanie materiałów radioaktywnych, co zapewnia skuteczność barier i ograniczenie skutków wydarzeń postulowanych (PIE)
Podstawa projektowania - określa wymagane zdolności EJ do opanowania awarii projektowych tak by ich skutki pozostały w granicach dopuszczalnych Podstawa projektowania musi obejmować specyfikację dla warunków normalnej eksploatacji, dla warunków po wydarzeniach inicjujących awarie, klasyfikację bezpieczeństwa, ważne założenia i w pewnych przypadkach szczegółowe metody analizy. Należy także zapewnić środki opanowania awarii poza projektowych z ciężkimi awariami włącznie. Metody analiz mogą opierać się na założeniach realistycznych. Warunki w EJ należy zidentyfikować i pogrupować w ograniczoną liczbę kategorii zgodnie z prawdopodobieństwem ich wystąpienia. Zagrożenia mogą wystąpić na wszystkich poziomach obrony w głąb. Środki projektowe zapewniają, że niezbędne funkcje bezpieczeństwa będą wykonane a cele bezpieczeństwa osiągnięte. Zagrożenia dla tych celów wynikają z postulowanych wydarzeń inicjujących PIE, wybieranych na drodze deterministycznej lub probabilistycznej
Awarie projektowe Na podstawie listy postulowanych wydarzeń początkowych PIE należy opracować listę awarii projektowych by określić warunki brzegowe, zgodnie z którymi winny być zaprojektowane SSC ważne dla bezpieczeństwa. Gdy konieczna jest szybka i niezawodna reakcja w odpowiedzi na PIE, należy zapewnić automatyczne uruchomienie odpowiedniego systemu bezpieczeństwa EJ by zapobiec przekształceniu się awarii w groźniejsze wydarzenie, mogące zagrozić całości następnej bariery bezpieczeństwa. Gdy szybka reakcja nie jest konieczna, można dopuścić do ręcznego uruchomienia systemów lub innych działań operatora, pod warunkiem, że konieczność takich działań jest wykryta w odpowiednim czasie i że określone są procedury administracyjne, eksploatacyjne i awaryjne dla zapewnienia niezawodnego przeprowadzenia takich działań.
Ciężkie awarie - warunki zdarzające się bardzo rzadko wskutek wielokrotnych jednoczesnych uszkodzeń układów bezp. Ciężkie awarie mogą prowadzić do znaczącego uszkodzenia rdzenia i narazić na szwank całość wielu lub wszystkich barier przeciwdziałających uwolnieniom materiałów promieniotwórczych. Ważne sekwencje wydarzeń mogących prowadzić do ciężkich awarii należy określić stosując kombinację metod probabilistycznych, deterministycznych i oceny inżynieryjnej Te sekwencje awaryjne należy ocenić w świetle zestawu kryteriów pozwalających zadecydować, czy dane wydarzenie powinno być uwzględniane w projekcie. Należy uwzględniać pełne możliwości projektowe EJ łącznie z zastosowaniem pewnych systemów (klasyfikowanych jako systemy bezpieczeństwa lub nie) poza granicami ich przewidzianych w projekcie parametrów pracy i funkcji, a także zastosowanie dodatkowych systemów mających pomóc w przywróceniu stanu kontrolowanego w EJ i ograniczeniu skutków ciężkiej awarii pod warunkiem, że systemy te mogą pracować w oczekiwanych po awarii warunkach otoczenia.
Projektowane dla zapewnienia niezawodności struktur, systemów i części EJ Należy uwzględnić potencjalnie możliwe uszkodzenia ze wspólnej przyczyny by stwierdzić, czy należy stosować zasady różnorodności, rezerwowania i niezależności dla osiągnięcia wymaganej niezawodności. Dla każdej grupy bezpieczeństwa w projekcie EJ należy stosować kryterium pojedynczego uszkodzenia. W projekcie należy uwzględniać i stosować zasadę bezpiecznego uszkodzenia tak by w razie uszkodzenia SSC elektrownia przechodziła w stan bezpieczny bez potrzeby inicjowania żadnych działań Układy pomocnicze wspierające działania systemu ważnego dla bezpieczeństwa należy uważać za część tego systemu i odpowiednio je klasyfikować Zapewnienie możliwości testowania, konserwacji, napraw i inspekcji w czasie pracy. Kwalifikacja wyposażenia, Starzenie, czynniki ludzkie
2. Układ barier w reaktorze PWR Containment fuel matrix pressure boundary of Reactor Coolant System fuel cladding Steam Generator W razie maksymalnej awarii projektowej LOCA Uwolnienia Kr, Xe z paliwa- 0,05 Nieszczelności koszulki 1 Przecieki z obiegu pierwotnego 1 Przecieki na zewnątrz przez obudowę 0,002 Razem: 0,0001 dla Kr, Xe, ale dużo mniej dla jodu i Cs.
Wymagania projektowe wobec układów EJrdzeń reaktora Rdzeń reaktora i związane z nim układy chłodzenia, sterowania i zabezpieczeń muszą być projektowane z właściwymi zapasami bezpieczeństwa. Maksymalna wielkość reaktywności dodatniej i maksymalne tempo wzrostu reaktywności w stanach eksploatacyjnych i awaryjnych muszą być ograniczone tak by nie spowodowały one uszkodzenia granicy ciśnieniowej obiegu pierwotnego, by utrzymać zdolność układu do chłodzenia rdzenia i by uniknąć znaczącego uszkodzenia samego rdzenia. Projekt winien zapewnić, że możliwość powtórnego osiągnięcia stanu krytycznego lub gwałtownego wzrostu reaktywności po postulowanym wydarzeniu początkowym jest zminimalizowana Rdzeń reaktora i związane z nim systemy muszą być zaprojektowane tak, by umożliwiały one odpowiednią inspekcję i próby w czasie pracy EJ.
Wymagania projektowe wobec układów EJ- Elementy i zestawy paliwowe Elementy i zestawy paliwowe muszą być zaprojektowane tak by wytrzymywały przewidywane napromieniowanie i warunki otoczenia w rdzeniu reaktora. Zestawy paliwowe muszą być zaprojektowane tak, by umożliwiały odpowiednią inspekcję ich struktury i części składowych po napromieniowaniu. W razie awarii projektowych elementy paliwowe muszą pozostać na miejscu i nie ulegać odkształceniom, które spowodowałyby utratę możliwości skutecznego odbioru ciepła z rdzenia po awarii. Nie można też przekroczyć określonych wartości granicznych Należy spełnić wymagania stawiane wobec paliwa na wszystkich poziomach strumienia neutronów, jakie mogą zaistnieć w dowolnym stanie rdzenia
Niezawodne i szybkie wyłączenie reaktora dwa układy wyłączenia Należy zapewnić środki umożliwiające niezawodne wyłączenie reaktora w stanach eksploatacyjnych i awaryjnych i utrzymanie go w stanie podkrytycznym nawet przy konfiguracji dającej najwyższą reaktywność. Środki wyłączenia reaktora winny składać się przynajmniej z dwóch części dla zapewnienia różnorodności. Przynajmniej jeden z tych systemów powinien być w stanie samodzielnie szybko wyłączyć reaktor i zapewnić wystarczającą podkrytyczność w stosunku do stanu eksploatacyjnego w stanach eksploatacyjnych i awaryjnych z uwzględnieniem pojedynczego uszkodzenia Środki wyłączenia reaktora muszą być dostatecznie skuteczne by zapobiec nieumyślnemu wprowadzeniu pozytywnej reaktywności do rdzenia podczas wyłączenia reaktora, włącznie z operacją wymiany paliwa Należy zapewnić oprzyrządowanie pomiarowe i określić testy niezbędne do sprawdzenia, że środki wyłączenia reaktora są zawsze w stanie wymaganej gotowości do działania
3. Wymagania projektowe dla reaktora PWR: pierwotny obieg chłodzenia Pierwotny obieg chłodzenia reaktora, związane z nim układy pomocnicze muszą być zaprojektowane z wystarczającym marginesem bezpieczeństwa Elementy zawierające chłodziwo reaktorowe powinny być zaprojektowane tak, by potrafiły znieść bez uszkodzenia wszystkie obciążenia statyczne i dynamiczne oczekiwane podczas eksploatacji i w stanach awaryjnych. Materiały stosowane do produkcji elementów obiegu pierwotnego muszą być dobierane tak, by minimalizować aktywację materiału. I pozwalać nas realizację koncepcji wykluczenia rozerwania Połączenia wewnętrzne i elementy odcinające oraz inne elementy układów, takie jak np. układ wykrywania przecieków, muszą być zaprojektowane z uwzględnieniem kryterium pojedynczego uszkodzenia i utraty zewnętrznego zasilania prądem zmiennym
Układ awaryjnego chłodzenia rdzenia reaktora PWR Chłodzenie z UACR winno zapewnić, że nie będą przekroczone graniczne wartości parametrów dopuszczalnych dla koszulki i paliwa takich jak temperatura, że reakcje chemiczne pozostaną pod kontrolą i że możliwe będzie utrzymanie długotrwałego skutecznego chłodzenia rdzenia. Problemy: przecieki w wymiennikach ciepła Przeciek na zewnątrz - skażenie środowiska wokoło EJ Przeciek do UACR - rozcieńczenie roztworu kwasu borowego w rdzeniu i powtórna krytyczność. Groźba zatkania filtrów ssawnych UACR i utraty dopływu wody chłodzącej do pomp UACR Awaria w Barseback modernizacja w reaktorach WWER ocenie modernizacja w reaktorach PWR
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,
Obudowa bezpieczeństwa: uwolnienia mniejsze od wartości granicznych Wytrzymałość obudowy bezpieczeństwa z uwzględnieniem przepustów, śluz i zaworów odcinających musi być obliczana z wystarczającym zapasem bezpieczeństwa Możliwość wykonywania prób ciśnieniowych obudowy Obudowę trzeba projektować tak, by można było określić przecieki z obudowy w toku prób wykonywanych przy pełnym ciśnieniu projektowym po zainstalowaniu wszystkich przepustów do obudowy Każda linia przechodząca przez obudowę jako część granicy ciśnieniowej obiegu pierwotnego lub połączona bezpośrednio z atmosferą winna być zaprojektowana tak, aby można było ją automatycznie i niezawodnie uszczelnić w przypadku awarii projektowej. Dwa zawory jeden zawór. Konieczny niezawodny odbiór ciepła od obudowy, nawet po ciężkiej awarii Kontrola i czyszczenie atmosfery w obudowie, szczególnie w razie ciężkich awarii
Obudowa reaktora PWR Przekrój pionowy przez obudowę bezpieczeństwa reaktora PWR 1300 MWe Obudowa podwójna, wysoka szczelność. Nie ma pomieszczeń POD szybem reaktora - to zmniejsza zagrożenie w razie wypływu stopionego rdzenia ze zbiornika.
Obudowa bezpieczeństwa PWR 1300 Ostatnia faza budowy obudowy bezpieczeństwa reaktora PWR 1300 (Francja) Widać konstrukcję prętów stalowych. Obwodowo obudowa jest ściskana linami stalowymi by zapewnić naprężenia ściskające w betonie Wg zasad przyjętych przez przemysł jądrowy, ryzyko dużych uwolnień produktów radioaktywnych musi być poniżej 1 na milion lat. Obudowy reaktorów PWR 1300 we Francji przed 11 września 2001 były budowane jako odporne na uderzenie samolotu Cesna 210 ( 1,5 t, 360 km/h) pocisk twardy, lub Lear Jet 23 (5,7 t, 360 km/h)- pocisk miękki. Obecnie EJ Flammanville 3 i Olkiluoto 3 są odporne na uderzenie Boeinga 767.
4. Funkcje bezpieczeństwa Dla zapewnienia bezpieczeństwa należy zapewnić wykonywanie następujących funkcji bezpieczeństwa w stanach eksploatacyjnych i awaryjnych a w miarą możności także w stanach uważanych za awarie pozaprojektowe lub hipotetyczne. Kontrola reaktywności Odbiór ciepła z rdzenia i Ograniczanie rozprzestrzeniania materiałów radioaktywnych i kontrola uwolnień eksploatacyjnych a także ograniczanie uwolnień awaryjnych Wydarzenie początkowe nie powoduje znaczących skutków dla bezpieczeństwa EJ lub powoduje zmianę stanu na bezpieczniejszy
Funkcje bezpieczeństwa wg NS-R-1 oraz wg projektu zarządzenia prezesa PAA Funkcje bezpieczeństwa niezbędne dla zapobiegania stanom awaryjnym i ograniczania konsekwencji awarii. 1. Zapobiegać niedopuszczalnym zmianom reaktywności. 2. Utrzymywać reaktor w stanie bezpiecznego odstawienia po wyłączeniu 3. Wyłączyć reaktor by przewidywane wydarzenia eksploatacyjne nie przekształciły się w stany awaryjne i by ograniczyć konsekwencje stanów awaryjnych. 4. Utrzymać wystarczający zasób chłodziwa dla chłodzenia rdzenia podczas i po awariach, z wyjątkiem awarii z rozerwaniem granicy ciśnieniowej obiegu pierwotnego 5. Utrzymywać wystarczający zasób chłodziwa dla chłodzenia rdzenia podczas i po wszystkich postulowanych zdarzeniach eksploatacyjnych (postulated initiating events- PIE) uwzględnionych w bazie projektowej.
Funkcje bezpieczeństwa (2) 6. Odbierać cieplo z rdzenia po rozerwaniu granicy ciśnieniowej obiegu pierwotnego tak by ograniczyć uszkodzenia paliwa 7. Odbierać ciepło powyłączeniowe w odpowiednich stanach eksploatacyjnych i awaryjnych przy których zachowana jest nienaruszona granica ciśnieniowa obiegu pierwotnego. 8. Przekazywać ciepło z systemów bezpieczeństwa do ostatecznego ujścia ciepła. 9. Zapewnić niezbędne funkcje pomocnicze (zasilanie elektryczne, pneumatyczne, ciśnienie hydrauliczne, smarowanie) jako wsparcie dla układu bezpieczeństwa. 10.Utrzymywać zadawalającą szczelność koszulki paliwowej w rdzeniu. 11. Utrzymywać szczelność granicy ciśnieniowej obiegu pierwotnego.
Funkcje bezpieczeństwa (3) 12. Ograniczać uwolnienia substancji promieniotwórczych z obudowy bezpieczeństwa w warunkach awaryjnych i po awarii. 13. Ograniczyć narażenie radiacyjne społeczeństwa i personelu elektrowni podczas i po awariach projektowych oraz wybranych ciężkich awariach powodujących uwolnienia substancji radioaktywnych ze źródeł poza obudową bezpieczeństwa EJ. 14. Ograniczyć uwolnienia odpadów radioaktywnych i lotnych substancji radioaktywnych do wartości niższych od dozwolonych limitów we wszystkich stanach eksploatacyjnych. 15. Utrzymywać kontrolę warunków otoczenia wewnątrz elektrowni jądrowej by umożliwić pracę systemów bezpieczeństwa oraz przebywanie w elektrowni personelu koniecznego dla wykonywania działań potrzebnych dla bezpieczeństwa.
Funkcje bezpieczeństwa (4) 16. Utrzymywać stałą kontrolę uwolneń radioaktywnych z wypalonego paliwa podczas transportu lub przechowywania poza obiegiem pierwotnym, ale w granicach terenu elektrowni jądrowej, we wszystkich stanach eksploatacyjnych. 17. Odbierać ciepło powyłączeniowe z paliwa wypalonego przechowywanego poza obiegiem pierwotnym, ale na terenie elektrowni,. 18. Utrzymywać wystarczającą podkrytyczność paliwa przechowywanego poza obiegiem pierwotnym, ale na terenie elektrowni. 19. Zapobiegać uszkodzeniom struktur, systemów i elementów, których uszkodzenie powodowałoby utrudnienie w wykonywaniu funkcji bezpieczeństwa.
5. Wytyczne dla podziału na klasy bezpieczeństwa Wszystkie struktury, systemy i elementy włącznie z oprogramowaniem układów sterowania i kontroli muszą być sklasyfikowane na podstawie ich funkcji i znaczenia dla bezpieczeństwa. Muszą być one zaprojektowane, zbudowane i konserwowane tak, by ich jakość i niezawodność odpowiadały tej klasyfikacji. Klasyfikacja musi opierać się na metodach deterministycznych, uzupełnionych w miarą potrzeby metodami probabilistycznymi i oceną techniczną z uwzględnieniem takich czynników jak: Funkcja bezpieczeństwa wypełniana przez SSC Konsekwencje niewypełnienia danej funkcji Prawdopdobieństwo, że SSC będzie potrzebne do wykonania funkcji bezpieczeństwa Czas po wydarzeniu inicjującym PIE kiedy SSC będzie potrzebna do wykonania swoich funkcji.
Granice między systemami należącymi i nie należącymi do klas bezpieczeństwa wg ASME: Granica między systemem zakwalifikowanym do systemów bezpieczeństwa a systemem poza klasą bezpieczeństwa. a- zawór normalnie zamknięty b.- zawór automatyczny C-zawór zamykany zdalnie ręcznie
Hierarchia zaworów Hierarchia bezpieczeństwa poczynając od najniższej rangi jest następująca: normalnie otwarty zawór zamykany lokalnie ręcznie, normalnie otwarty zawór zamykany ręcznie zdalnie, normalnie otwarty zawór sterowany automatycznie, zawór zamknięty administracyjnie. Klasę integralności ciśnieniowej systemu podaną po prawej stronie można zastąpić klasą wyższą, ale nie niższą. Klasę podaną po lewej stronie można zastąpić klasą niższą.
Granice między klasami bezpieczeństwa Wg kodu ASME dla EJ: Pomiędzy SSC należącymi do różnych klas bezpieczeństwa muszą być odpowiednio zaprojektowane granice styku by zapewnić, że żadne uszkodzenie systemu należącego do niższej klasy bezpieczeństwa nie przeniesie się na system należący do wyższej klasy.
Przejście przez obudowę bezpieczeństwa
6. Podział systemów na klasy bezpieczeństwa wg przepisów fińskich SSC zaliczamy do klasy bezpieczeństwa (KB) 1 jeśli ich: Uszkodzenie spowoduje wypadek bezpośrednio zagrażający bezpiecznemu wyłączeniu lub chłodzeniu reaktora i wymagający natychmiastowego uruchomienia układów bezpieczeństwa.
SSC zaliczamy do klasy bezpieczeństwa (KB) 2 jeśli ich: Ciągła lub dostosowana do potrzeb praca jest konieczna w razie awarii projektowych dla zapewnienia podkrytyczności reaktora i jego chłodzenia, lub do zatrzymania wewnątrz obudowy bezpieczeństwa substancji radioaktywnych uwolnionych z reaktora wskutek awarii. Uszkodzenie uniemożliwiłoby dalszą eksploatację i jednocześnie pozbawiłoby reaktor chłodzenia i możliwości odbioru ciepła powyłączeniowego przy pomocy systemów, które zwykle służą do odbioru ciepła powyłączeniowego przy normalnej eksploatacji. Uszkodzenie spowodowałoby znaczące ryzyko powstania niekontrolowanego stanu krytycznego, lub Uszkodzenie podczas wyłączenia reaktora uniemożliwiłoby odbiór grzania powyłączeniowego przy pomocy systemów służących do odbioru tego grzania po wyłączeniu reaktora.
SSC zaliczamy do klasy bezpieczeństwa (KB) 3 jeśli ich praca jest niezbędna dla następujących FB Systemy potrzebne do wypełnienia następujących FB Wyłączenie reaktora i utrzymanie go w stanie podkrytycznym Chłodzenie reaktora i odbiór ciepła powyłączeniowego z reaktora. Odbiór ciepła powyłączeniowego z paliwa wypalonego przechowywanego poza reaktorem Powstrzymywanie rozpraszania substancji radioaktywnych, oraz Ograniczanie następstw ciężkich awarii. Systemy, które zapewniają kontrolę wypełnienia powyższych FB Systemy mające niezawodnie zapobiegać rozwojowi zdarzeń początkowych w sytuacje, w których niezbędne jest uruchomienie systemu utrzymującego albo inicjującego funkcję bezpieczeństwa
SSC zaliczamy do KB 4 jeśli nie należą one do wyższej klasy, a ich uszkodzenie: Może spowodować wydarzenie inicjujące, mogące znacząco obniżyć bezpieczeństwo jądrowe lub radiacyjne, Wskutek wyższego poziomu energii kinetycznej, ciśnienia lub energii cieplnej w systemie może spowodować zagrożenie w środowisku EJ lub spowodować utratę zasadniczych funkcji bezpieczeństwa. Przeszkodzić w bezpiecznej eksploatacji EJ lub w działaniach podejmowanych w sytuacjach awaryjnych i stanach przejściowych, (np. systemy komputerowe). W KB 4 są też systemy, które podczas wydarzeń inicjujących wewnętrznych lub zewnętrznych zabezpieczają systemy wykonujące funkcje bezpieczeństwa, np. systemy ochrony przeciwpożarowej lub przeciwpowodziowej.
Granice systemów zawierających ciecz lub gaz - granice obiegu pierwotnego Granica obiegu pierwotnego to wszystkie elementy znajdujące się pod ciśnieniem tworzące obieg chłodzenia pierwotnego EJ, takie jak zbiorniki, rurociągi, pompy, i zawory lub elementy połączone z głównymi rurociągami obiegu pierwotnego. W szczególności granica ciśnieniowa obiegu pierwotnego obejmuje: Zewnętrzny zawór izolacyjny znajdujący się poza obudową bezpieczeństwa na rurociągu przechodzącym przez ścianę obudowy bezpieczeństwa. Zewnętrzny z dwóch zaworów ustawionych szeregowo, które są utrzymywane jako zamknięte podczas normalnej pracy reaktora, w rurociągu, który nie przechodzi przez ścianę obudowy bezpieczeństwa. Zawór bezpieczeństwa lub zawór odciążający (nadmiarowy, reliefvalve) w obiegu pierwotnym.
Zewnętrzne granice innych klas bezpieczeństwa. Urządzenie pasywne, które redukuje przepływ tak bardzo, że system pozostanie w stanie roboczym nawet, jeśli w systemie należącym do niższej KB zdarzy się awaria. Przykładem mogą być ograniczniki przepływu w postaci rurki o małej średnicy, zaworu dławiącego lub uszczelki na wale. Zawór normalnie utrzymywany w stanie zamkniętym Zewnętrzny z dwóch zaworów odcinających normalnie utrzymywanych w stanie otwartym, przy czym każdy z nich może być zamknięty tak szybko, że system pozostanie w stanie roboczym nawet jeśli zdarzy sią awaria w systemie należącym do niższej KB. Zawór odcinający normalnie utrzymywany w stanie otwartym w systemie, którego funkcję bezpieczeństwa może wykonać rezerwowa część systemu nawet jeśli nie uda się zamknąć zaworu stanowiącego granicę systemu. Zawór zwrotny o kierunku przepływu skierowanym do systemu o wyższej klasie bezpieczeństwa. Zawór bezpieczeństwa lub zawór nadmiarowy,
Elementy na granicy klas Wszystkie elementy stanowiące granicę KB zaliczane są do wyższej KB. Wymienniki ciepła, których jedna strona jest połączona z rurami zaliczanymi do wyższej KB a druga strona z rurami zaliczanymi do niższej KB są jako całość klasyfikowane w wyższej KB. Wytwornice pary reaktorów PWR stanowią wyjątek z tej ogólnej reguły.- Ich strona pierwotne zaliczana jest do KB1, a wtórna do KB2. Rury o małej średnicy należące do systemu klasyfikowanego jako KB2 lub KB3 i nie stanowiące elementu obiegu pierwotnego mogą być klasyfikowane do niższej klasy bezpieczeństwa lub poza klasą bezpieczeństwa. Struktury i elementy systemu, które są niepotrzebne z punktu widzenia głównej funkcji systemu, mogą być zaliczane do niższej KB lub poza KB podobnie jak rurki małej średnicy.
7. Klasyfikacja systemów - Klasa Bezp. KB 1 a. Paliwo reaktorowe b. Elementy obiegu pierwotnego, których rozerwanie spowodowałoby wyciek chłodziwa tak duży, że nie mógłby go skompensować układ wody uzupełniającej. Zgodnie z tą definicją, następujące elementy obiegu pierwotnego pozostają poza granicami KB1. Rurki małej średnicy (średnica wewnętrzna nie przekraczająca 20 mm) Elementy połączone z obiegiem pierwotnym poprzez urządzenie ograniczające natężenie przepływu, które w razie rozerwania nie powodują przecieku większego niż przez rurkę o średnicy 20 mm, a także Elementy które w razie ich awarii mogą być odizolowane od obiegu pierwotnego przez dwa ustawione szeregowo automatycznie zamykane zawory o czasie zamykania wystarczająco krótkim, by pozwolić na normalne wyłączenie schłodzenie reaktora.
Klasa Bezpieczeństwa KB 2 Elementy obiegu pierwotnego nie należące do KB1 Systemy i elementy niezbędne dla awaryjnego wyłączenia reaktora Układy awaryjnego chłodzenia rdzenia Układ wtrysku roztworu kwasu borowego Układ odbioru ciepła powyłączeniowego Część układu wody uzupełniającej między pompami i obiegiem pierwotnym Część układu parowego znajdująca się wewnątrz obudowy bezpieczeństwa ograniczona przez najbardziej wysunięte na zewnątrz zawory odcinające Część awaryjnego układu wody zasilającej (AUWZ) ograniczona przez pompy AUWZ i wytwornice pary Obudowa bezpieczeństwa reaktora i związane z nią systemy wymagane dla zapewnienia całości obudowy w razie postulowanej awarii.
Klasa Bezpieczeństwa KB 2 cd Podpory obiegu pierwotnego Struktury takie jak ograniczniki ruchu w razie awarii i bariery przeciw pociskom, chroniące elementy klasy bezpieczeństwa KB1. Wewnętrzne elementy w zbiorniku ciśnieniowym reaktora, które niosą rdzeń reaktora i są ważne dla jego chłodzenia Stojaki dla przechowywania świeżego i wypalonego paliwa. System oprzyrządowania pomiarowego i regulacyjnego zabezpieczającego wyłączenie awaryjne reaktora, awaryjne chłodzenie reaktora, odizolowanie obudowy bezpieczeństwa i inne funkcje bezpieczeństwa potrzebne w razie postulowanej awarii. Elementy elektryczne i układy rozprowadzania mocy niezbędne dla wykonania funkcji bezpieczeństwa systemów należących do KB1 i KB2. Urządzenia zasilania elektrycznego zapewniające zasilanie elementów KB2 w razie utraty zasilania z sieci zewnętrznej oraz energii dostarczanej przez główne generatory EJ.
Klasa Bezpieczeństwa KB 3 (część) jeśli dany element nie należy do KB2 Układ dostarczania roztworu kwasu borowego ograniczony przez zbiornik kwasu borowego Części układu regulacji objętości chłodziwa w obiegu pierwotnym, Części awaryjnego układu wody zasilającej, które nie należą do KB2 Systemy potrzebne dla chłodzenia i odciążenia ciśnieniowego I obiegu Układy chłodzenia, włącznie z kanałami i tunelami wody chłodzącej dla odbioru Grzania powyłączeniowego w rdzeniu reaktora Grzania powyłączeniowego z paliwa przechowywanego poza reaktorem Ciepła wytwarzanego w urządzeniach należących do klasy bezpieczeństwa KB2 Ciepła wytwarzanego w elementach tych samych układów
8. Kwalifikacja struktur, systemów i elementów ważnych dla bezpieczeństwa Struktury, systemy i elementy muszą być odporne na warunki awaryjne w ich otoczeniu, a więc np. po awarii rozerwania rurociągu na podwyższone temperatury, ciśnienia, wilgotność, radiację itd. Obciążenia powodowane przez parametry awaryjne dodaje się do zmian powodowanych przez starzenie struktur, systemów i elementów. Dla przyspieszenia procesów starzenia można stosować podwyższone temperatury, ciśnienia, silniejsze drgania itp., lub kilkakrotne maksymalne obciążenia parametrami awaryjnemi.
Wymagania wobec kwalifikacji wyposażenia EJ. Program kwalifikacji wyposażenia przewidzianego dla wypełniania funkcji bezpieczeństwa w elektrowni jądrowej musi obejmować następujące elementy: 1. Kryteria kwalifikacji 2. Program prób kwalifikacyjnych mający wykazać, że kryteria kwalifikacyjne są wypełnione poprzez analizę, próby, doświadczenie eksploatacyjne albo kombinację tych trzech metod. 3. Dowód, że proces kwalifikacji został pomyślnie zakończony. 4. Dokumentacja potwierdzająca wypełnienie punktu 1, 2), 3).
Wg IEEE-627-1980 program kwalifikacji wyposażenia winien zawierać jako minimum Wymagania odnośnie działania wyposażenia z opisem jego funkcji bezpieczeństwa Granice wyposażenia z wyliczeniem elementów wchodzących w jego skład i fizycznym położeniem elementów. Opis styków, obciążeń, źródeł zasilania i sygnałów sterujących Kodeksy projektowe i normy stosowane w projekcie Specyficzne normy odnośnie kwalifikacji wyposażenia danego typu Określenie warunków pracy danego wyposażenia Margines bezpieczeństwa w programie kwalifikacji Określenie istotnych procesów starzenia wyposażenia Kryteria akceptacji procesu kwalifikacji Wymagania odnośnie dokumentacji z kwalifikacji wyposażenia
Wpływ starzenia na materiały i urządzenia EJ Przy ustalaniu programu kwalifikacji urządzeń należy brać pod uwagę starzenie się, okres kwalifikowanego życia (installed life) i margines bezpieczeństwa. Trzeba 1) określić, jakie procesy związane ze starzeniem mogą wywierać wpływ na dane urządzenie lub materiał, 2) przeprowadzić program badań, który zagwarantuje, że nie spowodują one uszkodzeń o wspólnej przyczynie w badanym materiale lub urządzeniu. Przykłady:. Utrata odporności przeciwpożarowej pokrycia kabli w elektrowniach jądrowych na Ukrainie. Zatykanie filtrów UACR. Okres kwalifikowanego życia (installed life) to okres czasu od zainstalowania urządzenia do jego demontażu, podczas którego urządzenie lub element EJ pracuje w warunkach otoczenia i znosi warunki awaryjne zgodnie z projektem. Margines bezpieczeństwa (margin) różnica między warunkami eksploatacji lub awaryjnymi a warunkami stosowanym podczas kwalifikowania urządzenia.
Określenie kwalifikowanego okresu życia zależy od metody do oceny efektów starzenia Gdy kwalifikacji podlega wyposażenie, w którym procesy starzenia zachodziły w sposób naturalny, to określenie kwalifikowanego okres życia jest proste. Gdy nie stosuje się starzenia naturalnego: ocena przebiegu starzenia musi uwzględnić analizę techniczną prowadzoną przy założeniach bezpiecznych (pesymistycznych). W analizie tej bierze się pod uwagę: Wyniki starzenia stosowane w procesie kwalifikacji Dane eksploatacyjne Wyniki poprzednich badań Wiedzę o istotnych procesach starzenia, które zachodzą w danym wyposażeniu.
9. Kryteria do uwzględnienia przy kwalifikacji wyposażenia (1) 1. Funkcje bezpieczeństwa, jakie wypełnia dane wyposażenie i wymagania stawiane mu w projekcie. Elementy i podzespoły nie potrzebne do wypełnienia FB mogą być wyłączone z procesu kwalifikacji, ale trzeba udowodnić, że bez nich wyposażenie spełni swe FB. 2. Opis wyposażenia, jego rola w systemie, fizyczne położenie i granice, wszystkie połączenia, źródła energii, uszczelnienia, obwody kontrolne, które przechodzą przez granice danego urządzenia, położenie i sposób montażu wyposażenia, jeżeli są one istotne dla kwalifikacji wyposażenia, np. montaż zaworu w położeniu innym niż pionowe. 3. Styki i związane z nimi obciążenia powodowane fizycznymi więzami z innymi urządzeniami.
Kryteria do uwzględnienia przy kwalifikacji wyposażenia (2) 4. Standardy i przepisy stosowane w projekcie, z podaniem nazwy i dokładnego numeru akapitu wewnątrz normy. 5. Normy, według których prowadzony jest proces kwalifikowania danego urządzenia, np. w warunkach USA norma IEEE Std 382-1980 kwalifikowania napędów zaworów ważnych dla bezpieczeństwa. 6. Warunki eksploatacji z wyspecyfikowaniem całego zakresu oczekiwanych parametrów, na jakie będzie narażone dane wyposażenie w ciągu swojej pracy. Przykładami takich parametrów są: Ciśnienie zewnętrzne, Temperatury, Wilgotność względna, Promieniowanie, gamma, beta i neutronowe. Drgania, Obciążenia cykliczne przy normalnej eksploatacji, Przenoszone obciążenia, Efekty korozyjne w wodzie, powietrzu itd.,zasilanie energetyczne
Wymagane określenie warunków pracy i wynikających z awarii projektowych Warunki awaryjne obejmują: wstrząsy sejsmiczne, awaria utraty chłodziwa, rozerwanie przewodu wysokoenergetycznego, wzrost reaktywności w reaktorze, utrata pomp w obiegu pierwotnym, zalanie wodą itd. Należy podać: istotę funkcji bezpieczeństwa, jakie ma spełniać wyposażenie reaktora. przez jaki przeciąg czasu musi być zdolne do pracy dane urządzenie. Warunki pracy należy wyrazić jako przewidywaną historię pracy dla każdego parametru, który może wpływać na pracę urządzenia podczas potencjalnej awarii.
Marginesy bezpieczeństwa powinny być ustalone tak, by uwzględnić przedział między najbardziej surowymi warunkami określonymi w analizach bezpieczeństwa a warunkami stosowanymi w toku prób odchylania mogące zdarzyć się przy normalnej produkcji urządzeń i błędy w określeniu wymaganych parametrów pracy. niepewność związaną z zastosowaniem techniki analitycznej przy określeniu parametrów środowiska, niepewność związaną z testwaniem tylko niewielkiej liczby próbek niepewność co do wyposażenia, którym wykonujemy badania. Np wg normy ANSI 323 Maks. temperatura - 8 oc. Gdy próby kwalifikacyjne prowadzi się w otoczeniu pary nasyconej, to margines T powinien być tak dobrany, by P próbne nie przekraczało P pary nas. odpowiadającego szczytowej T pracy więcej niż o 0,3 bar Promieniowanie: + 10 % w stosunku do dawki awaryjnej...itd
Stany przejściowe Dla stanów przejściowych w otoczeniu urządzenia można stosować dwie metody: Dodać margines do przewidywanej T i P, lub Założyć, że wartości szczytowe bez dodawania marginesu temperatury i ciśnienia wystąpią dwukrotnie. Można też stosować kombinacje tych metod.
Określenie warunków surowego otoczenia Temperatura i ciśnienie w obudowie bezpieczeństwa po LOCA i po rozerwaniu rurociągu parowego MSLB.. Wpływ układu zraszania (wilgoć, para) i chemikaliów Warunki radiacyjne w obudowie i poza obudową bezpieczeństwa. Trzeba uwzględnić dawki otrzymane przez wyposażenie w ciągu całego przewidywanego okresu życia i dodać do nich dawki przy maksymalnej awarii projektowej. Warunki otoczenia dla wyposażenia poza obudową bezpieczeństwa. Wyposażenie elektryczne które może być narażone na skutki rozerwania rurociągów i wymagane jest do ograniczenia skutków takiej awarii musi być kwalifikowane na oczekiwane warunki środowiskowe.
Uwzględnienia warunków lokalnych, a nie tylko średnich Przy ustalaniu T max w otoczeniu danego urządzenia szczególnie umieszczonego wewnątrz obudowy bezpieczeństwa, należy zwrócić uwagę by uwzględniać miejscowe T max., a nie tylko średnią T max w pomieszczeniu. I tak np. T średnia w pomieszczeniu WP osiąga wartość max po awarii rozerwania obiegu pierwotnego, ale wartość miejscowa dla elementu położonego w sąsiedztwie rurociągu parowego może być wyższa po rozerwaniu rurociągu parowego. Tak więc każdą ocenę temperaturową należy sprawdzać z punktu widzenia uwzględnienia możliwych efektów lokalnych. Marginesy mogą być dodatnie lub ujemne, w zależności od tego, co spowoduje bardziej ostre warunki dla kwalifikacji urządzenia. Na przykład zwykle będziemy podnosić T max, natomiast w przypadku napięcia zasilania może być konieczne uwzględnienie zarówno wzrostu jak i obniżenia napięcia.
10. Przykłady z praktyki w Czechach i we Francji EJ Temelin: Temperatury i ciśnienia stosowane w czasie testów stanowią obwiednię różnych krzywych T i P oczekiwanych przy różnych przebiegach awarii utraty chłodziwa.
Kontrola i dokumentowanie jakości kwalifikacji wyposażenia w energetyce jądrowej. Praktyka we Francji. Z uwagi na znaczenie zapewnienia jakości w kwalifikacji wyposażenia, EDF podjął działania obejmujące 1. Opracowanie i rozdzielenie zaktualizowanej dokumentacji dla wszystkich EJ 2. Zaktualizowanie dokumentacji lub wykonanie analiz i testów dla wyposażenia, które nie spełnia wymagań aktualnych norm, 3. Szkolenie personelu EDF i dostawców), 4. Wymagane utrzymywanie kwalifikacji wyposażenia w EJ 5. Składowanie i części zapasowe, 6. Warunki pakowania i przechowywania, 7. Raporty o błędach popełnionych w przeszłości, 8. Utrzymywanie jakości produkcji wyposażenia u dostawców, 9. Ujednorodnienie wymagań zapewnienia jakości w skali krajowej 10. Koordynacja i przedkładanie raportów najwyższemu kierownictwu EDF.