Säkerhetssystem för kärnreaktorer

Den här artikeln täcker de tekniska aspekterna av aktiva kärnsäkerhetssystem i USA. För en allmän inställning till kärnsäkerhet, se kärnsäkerhet .

De tre primära målen för kärnreaktorsäkerhetssystem enligt definitionen av US Nuclear Regulatory Commission är att stänga av reaktorn, hålla den i ett avstängt tillstånd och förhindra utsläpp av radioaktivt material.

Reaktorskyddssystem (RPS)

Ett reaktorskyddssystem är utformat för att omedelbart avsluta kärnreaktionen. Genom att bryta kärnkedjereaktionen elimineras värmekällan. Andra system kan sedan användas för att avlägsna sönderfallsvärme från kärnan. Alla kärnkraftverk har någon form av reaktorskyddssystem.

Styrstavar

Kontrollstavar är en serie stavar som snabbt kan sättas in i reaktorhärden för att absorbera neutroner och snabbt avsluta kärnreaktionen. De är typiskt sammansatta av aktinider , lantanider , övergångsmetaller och bor , i olika legeringar med strukturell baksida som stål. Förutom att vara neutronabsorberande måste legeringarna som används också ha åtminstone en låg värmeutvidgningskoefficient så att de inte fastnar vid höga temperaturer, och de måste vara självsmörjande metall på metall, eftersom de vid de upplevda temperaturerna med kärnreaktorhärdar skulle oljesmörjning smutsa ner för snabbt.

Säkerhetsinsprutning / standby-vätskekontroll

Kokvattenreaktorer klarar av att KRAPA reaktorn helt med hjälp av sina styrstavar. Vid en olycka med förlust av kylvätska (LOCA) kan vattenförlusten i det primära kylsystemet kompenseras med normalt vatten som pumpas in i kylkretsen. Å andra sidan består standby-vätskekontrollsystemet (SLCS) av en lösning som innehåller borsyra , som fungerar som ett neutrongift och snabbt svämmar över kärnan vid problem med att stoppa kedjereaktionen.

Tryckvattenreaktorer kan också KRAFTA reaktorn helt med hjälp av sina styrstavar. PWR använder också borsyra för att göra finjusteringar av reaktoreffektnivån, eller reaktivitet, med hjälp av deras kemiska och volymkontrollsystem (CVCS). I fallet med LOCA har PWR tre källor för reservkylvatten, högtrycksinjektion (HPI), lågtrycksinjektion (LPI) och kärnöversvämningstankar (CFT). De använder alla vatten med en hög koncentration av bor.

Viktigt servicevattensystem

Kyltorn vid Philippsburg kärnkraftverk , Tyskland

Det väsentliga servicevattensystemet (ESWS) cirkulerar vattnet som kyler anläggningens värmeväxlare och andra komponenter innan värmen avleds till miljön. Eftersom detta inkluderar kylning av de system som tar bort sönderfallsvärme från både primärsystemet och kyldammarna för använda bränslestavar , är ESWS ett säkerhetskritiskt system. Eftersom vattnet ofta hämtas från en intilliggande flod, havet eller andra stora vattenområden, kan systemet vara förorenat av tång, marina organismer, oljeföroreningar, is och skräp. På platser där det inte finns en stor vattenmassa att avleda värmen, återcirkuleras vattnet via ett kyltorn .

Misslyckandet i hälften av ESWS-pumparna var en av de faktorer som äventyrade säkerheten under översvämningen av kärnkraftverket i Blayais 1999, medan en total förlust inträffade under kärnkraftsolyckorna i Fukushima I och Fukushima II 2011.

Nödkärna kylsystem

HPCI och LPCI som en del av aktiv ECCS

Emergency core kylningssystem (ECCS) är utformade för att säkert stänga av en kärnreaktor under olycksförhållanden. ECCS tillåter anläggningen att reagera på en mängd olika olycksförhållanden (t.ex. LOCA ) och dessutom införa redundans så att anläggningen kan stängas av även med ett eller flera delsystemfel. I de flesta anläggningar är ECCS sammansatt av följande system:

Högtrycks kylvätskeinsprutningssystem

High Pressure Coolant Injection System (HPCI) består av en eller flera pumpar som har tillräckligt tryck för att spruta in kylvätska i reaktorkärlet medan det är trycksatt. Den är utformad för att övervaka kylvätskenivån i reaktorkärlet och automatiskt injicera kylvätska när nivån sjunker under ett tröskelvärde. Detta system är normalt den första försvarslinjen för en reaktor eftersom det kan användas medan reaktorkärlet fortfarande är högt trycksatt.

Automatiskt tryckavlastningssystem

Passiv ECCS

Det automatiska tryckavlastningssystemet (ADS) består av en serie ventiler som öppnar för att ventilera ut ånga flera fot under ytan av en stor pool av flytande vatten (känd som våtbrunnen eller torus) i inneslutningar av tryckdämpningstyp (används vanligtvis i kokande vattenreaktorer). konstruktioner), eller direkt in i den primära inneslutningsstrukturen i andra typer av inneslutningar, såsom stora torra eller iskondensatorinneslutningar (används vanligtvis i konstruktioner av tryckvattenreaktorer). Aktiveringen av dessa ventiler minskar trycket i reaktorkärlet och gör att kylvätskeinsprutningssystem med lägre tryck kan fungera, vilka har mycket stor kapacitet jämfört med högtryckssystemen. Vissa trycksänkningssystem är automatiska i funktion, medan andra kan kräva att operatörerna aktiverar dem manuellt. I tryckvattenreaktorer med stora torr- eller iskondensorinneslutningar kallas systemets ventiler för pilotstyrda utlösningsventiler .

Kylvätskeinsprutningssystem med lågt tryck

En LPCI är ett nödsystem som består av en pump som sprutar in en kylvätska i reaktorkärlet när det väl har tagits bort. I vissa kärnkraftverk är en LPCI ett funktionssätt för ett restvärmeavlägsnande system, även känt som en RHR eller RHS. vanligtvis kallas LPCI är inte en fristående ventil eller system.

Kärnspraysystem (endast i BWR)

Detta system använder spridare (rör utrustade med en rad små sprutmunstycken) i reaktorns tryckkärl för att spruta vatten direkt på bränslestavarna, vilket undertrycker genereringen av ånga. Reaktorkonstruktioner kan innefatta härdspray i högtrycks- och lågtryckslägen.

Spraysystem för inneslutning

Detta system består av en serie pumpar och spridare som sprutar kylvätska i den övre delen av den primära inneslutningsstrukturen. Den är utformad för att kondensera ångan till vätska i den primära inneslutningsstrukturen för att förhindra övertryck och övertemperatur, vilket kan leda till läckage, följt av ofrivillig tryckminskning.

Isolerande kylsystem

Detta system drivs ofta av en ångturbin för att ge tillräckligt med vatten för att säkert kyla reaktorn om reaktorbyggnaden är isolerad från kontroll- och turbinbyggnaderna. Ångturbindrivna kylpumpar med pneumatiska kontroller kan köras med mekaniskt styrda justerbara hastigheter, utan batterikraft, nödgenerator eller elkraft utanför anläggningen. Isolation-kylsystemet är ett defensivt system mot ett tillstånd som kallas stationsavbrott. Detta system är inte en del av ECCS och har ingen olycksfunktion för låg kylvätska. För tryckvattenreaktorer verkar detta system i den sekundära kylkretsen och kallas för turbindrivet extra matarvattensystem .

Elsystem för nödsituationer

Under normala förhållanden får kärnkraftverk ström från generatorn. Men under en olycka kan en anläggning förlora tillgång till denna strömförsörjning och kan därför behöva generera sin egen ström för att försörja sina nödsystem. Dessa elektriska system består vanligtvis av dieselgeneratorer och batterier .

Dieselgeneratorer

Dieselgeneratorer används för att driva anläggningen under nödsituationer. De är vanligtvis dimensionerade så att en enda kan ge all ström som krävs för att en anläggning ska stängas av under en nödsituation. Anläggningar har flera generatorer för redundans. Dessutom har system som krävs för att stänga av reaktorn separata elektriska källor (ofta separata generatorer) så att de inte påverkar avstängningsförmågan.

Motorgenerator svänghjul

Förlust av elektrisk kraft kan uppstå plötsligt och kan skada eller undergräva utrustning. För att förhindra skador kan motorgeneratorer knytas till svänghjul som kan ge oavbruten elektrisk kraft till utrustningen under en kort period. Ofta används de för att tillhandahålla el tills anläggningens elförsörjning kan kopplas om till batterierna och/eller dieselgeneratorerna.

Batterier

Batterier utgör ofta det slutliga redundanta elektriska backupsystemet och kan också tillhandahålla tillräckligt med el för att stänga av en anläggning.

Inneslutningssystem

Inneslutningssystem är utformade för att förhindra utsläpp av radioaktivt material i miljön.

Bränslebeklädnad

Bränslekapslingen är det första skyddsskiktet runt kärnbränslet och är utformat för att skydda bränslet från korrosion som skulle sprida bränslematerial genom reaktorns kylvätskekrets . I de flesta reaktorer har det formen av ett förseglat metalliskt eller keramiskt skikt. Det tjänar också till att fånga klyvningsprodukter, särskilt de som är gasformiga vid reaktorns driftstemperatur , såsom krypton , xenon och jod . Beklädnad utgör inte avskärmning och måste utvecklas så att den absorberar så lite strålning som möjligt. Av denna anledning används material som magnesium och zirkonium för deras låga neutroninfångningstvärsnitt .

Reaktorkärl

Reaktorkärlet är det första skiktet av avskärmning runt kärnbränslet och är vanligtvis utformat för att fånga in det mesta av den strålning som frigörs under en kärnreaktion . Reaktorkärlet är också konstruerat för att tåla höga tryck.

Primär inneslutning

Det primära inneslutningssystemet består vanligtvis av en stor metall- och/eller betongkonstruktion (ofta cylindrisk eller bulbformad) som innehåller reaktorkärlet. I de flesta reaktorer innehåller den också de radioaktivt kontaminerade systemen. Det primära inneslutningssystemet är utformat för att motstå starka inre tryck som är ett resultat av en läcka eller avsiktlig tryckminskning av reaktorkärlet.

Sekundär inneslutning

Vissa anläggningar har ett sekundärt inneslutningssystem som omfattar det primära systemet. Detta är mycket vanligt i BWR eftersom de flesta av ångsystemen, inklusive turbinen, innehåller radioaktiva material.

Kärnfångande

Vid en fullständig härdsmälta skulle bränslet med största sannolikhet hamna på betonggolvet i den primära inneslutningsbyggnaden. Betong tål mycket värme, så det tjocka platta betonggolvet i den primära inneslutningen kommer ofta att vara tillräckligt skydd mot det så kallade Kinasyndromet . Tjernobylfabriken småningom av betongfundamentet. På grund av oro för att kärnan skulle smälta sin väg genom betongen, uppfanns en " kärnfångningsanordning " och en gruva grävdes snabbt under anläggningen med avsikten att installera en sådan anordning. Enheten innehåller en mängd metall som är utformad för att smälta, späda ut koriumet och öka dess värmeledningsförmåga; den utspädda metallmassan kunde sedan kylas av vatten som cirkulerade i golvet. Idag är alla nya ryskdesignade reaktorer utrustade med härdfångare i botten av inneslutningsbyggnaden.

AREVA EPR , SNR-300, SWR1000, ESBWR och Atmea I-reaktorerna har härdfångare.

Standby gasbehandling

Ett standby-gasbehandlingssystem (SGTS) är en del av det sekundära inneslutningssystemet. SGTS-systemet filtrerar och pumpar luft från sekundär inneslutning till omgivningen och upprätthåller ett undertryck i den sekundära inneslutningen för att begränsa utsläppet av radioaktivt material.

Varje SGTS-tåg består i allmänhet av ett dimavskiljare/grovbearbetningsfilter; en elektrisk värmare; ett förfilter; två absoluta ( HEPA ) filter; ett aktivt kolfilter ; en avgasfläkt; och tillhörande ventiler, kanalsystem, spjäll, instrumentering och kontroller. Signalerna som utlöser SGTS-systemet är anläggningsspecifika; dock är automatiska utlösningar i allmänhet förknippade med de elektriska värmarna och ett högtemperaturtillstånd i kolfiltren.

Ventilation och strålskydd

Vid ett radioaktivt utsläpp har de flesta anläggningar ett system utformat för att avlägsna radioaktivitet från luften för att minska effekterna av radioaktivitetsutsläppet på anställda och allmänheten. Detta system består vanligtvis av inneslutningsventilation som tar bort radioaktivitet och ånga från primär inneslutning. Kontrollrumsventilation säkerställer att anläggningsoperatörer är skyddade. Detta system består ofta av aktivt kolfilter som tar bort radioaktiva isotoper från luften.

Se även

• Säkerhetssystem för kokvattenreaktorer
• Kärnkraftsolyckor i USA
• Kärnsäkerhet i USA
• Passiv kärnkraftssäkerhet
• World Association of Nuclear Operators

Standarder

• American National Standard, ANSI N18.2, "Nuclear Safety Criteria for the Design of Stationary Pressurized Water Reactor Plants", augusti 1973.
• IEEE 279, "Kriterier för skyddssystem för kärnkraftverk."