Bezpečnostné systémy

Za bežných prevádzkových podmienok zabezpečujú prevádzku jadrovej elektrárne aktívne technologické systémy. Na svoju činnosť potrebujú elektrickú energiu a pracujú na základe pokynov operátorov alebo automatického riadiaceho systému. Dokážu zvládať aj bežné prevádzkové odchýlky (napríklad reguláciu tlaku v primárnom okruhu).

Bezpečnostné systémy sa delia na aktívne a pasívne. Pasívne bezpečnostné systémy využívajú fyzikálne javy, napríklad gravitáciu a konvekciu, ako aj prirodzené fyzikálne vlastnosti reaktora. Sú navrhnuté tak, aby svoju bezpečnostnú funkciu dokázali plniť bez zásahu operátora a bez závislosti od trvalého napájania elektrickou energiou. Niektoré z nich na uvedenie do činnosti vyžadujú iba jednoduchú aktiváciu, po ktorej už pracujú automaticky. Pasívne bezpečnostné systémy majú spravidla jednoduchú konštrukciu, neobsahujú pohyblivé časti ani čerpadlá a na svoju činnosť nepotrebujú prevádzkové kvapaliny.

Aktívne bezpečnostné systémy na svoju činnosť využívajú elektrickú energiu a zahŕňajú zariadenia, ako sú čerpadlá, ventily alebo pohony riadené automatickými systémami.

 

Bariéry

Najjednoduchšie pasívne bezpečnostné prvky predstavujú ochranné bariéry. Najdôležitejšou úlohou jadrovej energetiky je zabrániť úniku rádionuklidov do životného prostredia. Preto jadrové palivo obklopuje niekoľko na seba nadväzujúcich ochranných bariér.

Palivová matrica. Oxid uránu vo forme keramického valčeka je veľmi pevný a odolný materiál, v ktorom zostáva viazaná väčšina rádionuklidov vznikajúcich pri štiepnej reakcii.

Pokrytie paliva. Zliatina Zircaloy oddeľuje palivové tablety od chladiva a zabraňuje uvoľňovaniu rádioaktívnych látok do primárneho okruhu.

Tlaková nádoba reaktora. Tlaková nádoba reaktora spolu s potrubím primárneho okruhu predstavujú ďalšiu bariéru, ktorá bráni úniku rádionuklidov do priestoru kontajnmentu.

Kontajnment. Jeho úlohou je pri havárii, napríklad pri porušení primárneho okruhu, odolať zvýšenému tlaku a zabrániť úniku rádionuklidov do životného prostredia. Existuje viacero typov kontajnmentov. Najrozšírenejšie sú konštrukcie z predpätého železobetónu, ktoré obklopujú celý primárny okruh a z vnútornej strany sú vystlané oceľovou výstelkou. Kontajnment je hermeticky uzavretý a vo vnútri sa udržiava mierny podtlak. Steny majú hrúbku približne 1 meter a v prípade havárie odolávajú tlaku niekoľkonásobne vyššiemu, než je atmosférický tlak. Kontajnment je odolný voči výbuchu vo vnútri reaktorovej budovy aj voči nárazu lietadla.

Funkčnosť všetkých týchto bariér sa neustále monitoruje. Neporušenosť pokrytia paliva sa kontroluje prostredníctvom chladiva – pri poškodení pokrytia sa do chladiva uvoľňujú produkty štiepenia. Tesnosť primárneho okruhu sa sleduje podľa jeho tlaku. Ak tlak v primárnom okruhu klesne, znamená to, že niekde dochádza k úniku. Podobne sa kontroluje aj tesnosť kontajnmentu, pretože v jeho vnútri sa má trvalo udržiavať mierny podtlak. Ak niektorá z týchto bariér stratí svoju funkciu, podľa závažnosti poruchy zasiahnu ďalšie bezpečnostné systémy.

 

Prvky inherentnej bezpečnosti

Pojem inherentná bezpečnosť označuje prvky využívajúce fyzikálne zákony. Zabezpečujú, aby jadrová elektráreň dokázala zvládnuť odchýlky od normálnej prevádzky alebo dokonca haváriu aj bez zásahu riadiaceho systému či operátora. Vďaka týmto prvkom sa vzniknutá udalosť ďalej nerozvíja a reaktor sa prirodzene vracia do bezpečného stavu.

Jedným z najdôležitejších prvkov inherentnej bezpečnosti je konštrukcia aktívnej zóny reaktora, ktorá vďaka zápornej spätnej väzbe zabraňuje samovoľnému nárastu intenzity štiepnej reakcie nad požadovanú úroveň. Záporný teplotný koeficient reaktivity znamená, že pri zvýšení teploty aktívnej zóny sa intenzita štiepnej reakcie znižuje, čím následne klesá aj teplota zóny. Predpokladá sa, že niektoré reaktory IV. generácie budú tento jav využívať na samoreguláciu výkonu.

Veľmi dôležitý je aj záporný dutinový koeficient reaktivity pri reaktoroch chladených a moderovaných vodou. Voda spomaľuje neutróny na tepelné neutróny potrebné na udržiavanie štiepnej reakcie. Ak začne chladivo vrieť, vznikajúce parné bubliny majú nižšiu moderovaciu schopnosť. Tým sa intenzita štiepnej reakcie zníži a teplota sa následne vráti na svoju bežnú prevádzkovú hodnotu.

Ďalším prvkom inherentnej bezpečnosti je využitie prirodzenej konvekcie pri návrhu chladiaceho systému. Vetvy primárneho okruhu odvádzajúce horúce chladivo sú umiestnené nad vetvami privádzajúcimi studené chladivo späť do reaktora. Aj pri výpadku všetkých čerpadiel je tak zabezpečená aspoň čiastočná cirkulácia chladiva a tým aj chladenie aktívnej zóny.

Niektoré reaktory IV. generácie využívajú na štiepenie rýchle neutróny a sú chladené kvapalným olovom. Ich aktívna zóna je navrhnutá tak, aby po odstavení reaktora postačovala na cirkuláciu chladiva jednoduchá prirodzená konvekcia, ktorá zabezpečí chladenie aktívnej zóny. Chladenie tak nezávisí od činnosti čerpadiel, čím sa bezpečnosť reaktora ďalej zvyšuje.

Ďalším prvkom inherentnej bezpečnosti je využitie gravitácie pri havarijných regulačných tyčiach. Tie sú nad aktívnou zónou reaktora držané elektromagnetmi a v prípade potreby sa po ich uvoľnení vlastnou tiažou zasunú do aktívnej zóny.

V jadrovej elektrárni sa využíva množstvo prvkov inherentnej bezpečnosti. Moderné jadrové elektrárne ich používajú čoraz viac, pretože prispievajú k ešte bezpečnejšej prevádzke jadrových reaktorov a pomáhajú plniť požiadavky jadrovej bezpečnosti za všetkých okolností.

 

Bezpečnosť jadrového reaktora

Bezpečná prevádzka jadrového reaktora je založená na troch základných bezpečnostných funkciách:

1. Riadenie štiepnej reťazovej reakcie,
2. Zabezpečenie chladenia jadrového paliva,
3. Zabránenie úniku rádionuklidov.

Na riadenie štiepnej reakcie sa používajú regulačné tyče obsahujúce materiál pohlcujúci neutróny. Výkon reaktora sa mení jednoduchým zasúvaním alebo vysúvaním týchto tyčí z aktívnej zóny reaktora. Na úplné zastavenie štiepnej reakcie slúžia havarijné regulačné tyče. Tento proces sa označuje ako SCRAM. Vo väčšine reaktorov sú havarijné tyče zavesené nad aktívnou zónou pomocou elektromagnetov a v prípade potreby sa po ich odpojení vlastnou tiažou zasunú do aktívnej zóny. Vďaka tomuto princípu sa reaktor bezpečne odstaví aj pri úplnej strate napájania elektrickou energiou. V niektorých typoch reaktorov sú tyče do aktívnej zóny vystreľované pomocou pružinového alebo pneumatického mechanizmu, takže ich účinok je ešte rýchlejší. Štiepna reakcia sa zastaví v priebehu niekoľkých sekúnd.

Aj odstavený reaktor však naďalej produkuje značné množstvo tepla, a preto musí byť nepretržite chladený. Chladenie reaktora zabezpečuje redundantný chladiaci systém založený na cirkulácii chladiva v primárnom okruhu pomocou cirkulačných čerpadiel. Pri dochladzovaní je veľmi dôležitý aj konečný odvod tepla z chladiva, ktorý môže byť zabezpečený prostredníctvom chladiacich veží, ktoré odovzdávajú teplo do atmosféry, alebo priamym odvodom tepla do riečnej či morskej vody.

V prípade havárie spojenej so stratou chladiva (LOCA – Loss of Coolant Accident) je každý reaktor vybavený sústavou systémov havarijného chladenia aktívnej zóny (ECCS – Emergency Core Cooling System). Ich úlohou je doplniť uniknuté chladivo, regulovať jeho tlak a zabezpečiť trvalé chladenie aktívnej zóny a tým odvod zvyškového tepla. Použité systémy závisia od typu a závažnosti havárie. Pri poklese tlaku v primárnom okruhu sa do niektorých typov reaktorov chladivo dopĺňa z hydroakumulátorov. Ide o zásobné nádrže, z ktorých je chladivo po poklese tlaku v primárnom okruhu pod stanovenú hodnotu automaticky vytláčané stlačeným plynom bez potreby čerpadiel.

Pri menšej strate chladiva, keď zostáva tlak v primárnom okruhu vysoký, sa využíva vysokotlakové vstrekovanie. Nízkotlakové vstrekovanie sa používa po znížení tlaku v primárnom okruhu a na dlhodobé dochladzovanie aktívnej zóny. Aktívne systémy dopĺňania chladiva potrebujú elektrickú energiu na ovládanie ventilov a napájanie vstrekovacích čerpadiel. Pri niektorých typoch reaktorov, najmä BWR, sa používajú aj systémy poháňané parou z reaktora, ktoré dokážu zabezpečovať odvod tepla alebo dopĺňanie chladiva aj pri strate striedavého elektrického napájania. Na ovládanie takéhoto systému postačuje napájanie z jednosmerných akumulátorov.

Kompenzátor objemu automaticky reguluje tlak v primárnom okruhu. Ide o nádobu pripojenú k primárnemu okruhu, ktorá je z polovice naplnená chladivom a z polovice parou. Ak je tlak v primárnom okruhu príliš nízky, elektrické ohrievače zohrievajú chladivo v kompenzátore objemu, čím vzniká viac pary. Tlak pary sa zvýši a spolu s ním vzrastie aj tlak chladiva v primárnom okruhu. Ak je tlak naopak príliš vysoký, para sa ochladzuje rozstrekovaním vody, skondenzuje a tlak sa zníži.

Ak tlak v primárnom okruhu vzrastie natoľko, že by mohlo dôjsť k narušeniu jeho tesnosti, v niektorých typoch reaktorov sa nadbytočný tlak znižuje prepustením pary z kompenzátora objemu cez otvorené poistné ventily do barbotážnej nádoby, kde prebubláva cez veľký objem vody (často s prídavkom kyseliny boritej). Para sa tam ochladí a skondenzuje a tlak v okruhu sa zníži. Ak sa zvýši tlak v kontajnmente, jeho vnútorný priestor môže byť sprchovaný vodou, čím dochádza ku kondenzácii pary a zníženiu tlaku.

 

Redundancia

Dôležité bezpečnostné systémy jadrovej elektrárne sú redundantné, teda viacnásobne zálohované. Mnohé z nich majú tri alebo aj viac nezávislých vetiev. Každá jadrová elektráreň potrebuje na svoju bezpečnú prevádzku elektrickú energiu. Počas bežnej prevádzky je napájaná z elektrickej siete. Ak však dôjde k strate vonkajšieho napájania, musí byť nahradené vlastnými zdrojmi elektrickej energie v elektrárni. Najčastejšie sa používajú dieselgenerátory. Kým sa uvedú do prevádzky, môže byť krátkodobo využitá energia zotrvačníka. Kritické bezpečnostné systémy majú vlastné nezávislé napájanie. Zariadenia potrebné na chladenie aktívnej zóny majú vlastné zdroje elektrickej energie umiestnené vo vnútri kontajnmentu. Ako záložný zdroj napájania slúžia aj akumulátory, ich kapacita je však obmedzená. Napájajú dôležité systémy, napríklad riadenie havarijného chladenia alebo diagnostické systémy monitorujúce stav reaktora.

 

Vedeli ste, že...?

Jednu minútu po odstavení reaktora predstavuje zvyškový tepelný výkon približne 7 % pôvodného výkonu, po jednej hodine približne 1 % a po jednom týždni už len okolo 0,2 %.

Pri strate chladiva sa palivové prútiky začínajú prehrievať. Pri teplote približne 700 °C začína pokrytie zo zliatiny Zircaloy oxidovať a strácať svoju pevnosť a pri vyšších teplotách dochádza k jeho poškodeniu. Následne sa začínajú poškodzovať aj regulačné tyče a oceľové nosné konštrukcie aktívnej zóny. Pri teplote okolo 2 700 °C sa roztaví aj keramické jadrové palivo. Vzniknutá lávovitá roztavená zmes sa nazýva korium. Keďže obsahuje rádioaktívne produkty štiepenia, ktoré naďalej produkujú teplo pri rádioaktívnom rozpade, ochladzuje sa len veľmi pomaly.