Säkerhetssystem för kokvattenreaktorer

Säkerhetssystem för kokvattenreaktorer är kärnsäkerhetssystem konstruerade i kokvattenreaktorer för att förhindra eller mildra miljö- och hälsorisker i händelse av olycka eller naturkatastrof.

Liksom tryckvattenreaktorn fortsätter BWR- reaktorns kärna att producera värme från radioaktivt sönderfall efter att fissionsreaktionerna har upphört, vilket gör en härdskada möjlig i händelse av att alla säkerhetssystem har havererat och härden inte får kylvätska. Liksom tryckvattenreaktorn har en kokvattenreaktor en negativ tomrumskoefficient , det vill säga att neutronuttaget (och den termiska) uteffekten från reaktorn minskar när andelen ånga till flytande vatten ökar inuti reaktorn.

Men till skillnad från en tryckvattenreaktor som inte innehåller någon ånga i reaktorhärden, kommer en plötslig ökning av BWR-ångtrycket (till exempel orsakad av aktivering av huvudångisoleringsventilen (MSIV) från reaktorn) att resultera i en plötslig minskning av andelen ånga till flytande vatten inuti reaktorn. Det ökade förhållandet mellan vatten och ånga kommer att leda till ökad neutronmoderering, vilket i sin tur kommer att orsaka en ökning av reaktorns effekt. Denna typ av händelse hänvisas till som en "trycktransient".

Säkerhetssystem

BWR är speciellt utformad för att reagera på trycktransienter och har en design av "tryckundertryckande" som ventilerar övertryck med hjälp av säkerhetsventiler till under ytan av en pool av flytande vatten i inneslutningen, känd som "våtbrunnen", " torus" eller "suppression pool". Alla BWR använder ett antal säkerhets-/avlastningsventiler för övertryck, upp till 7 av dessa är en del av det automatiska tryckavlastningssystemet (ADS) och 18 säkerhetsventiler för övertrycksventiler på ABWR-modeller, av vilka endast ett fåtal måste fungera för att stoppa tryckstegring av en transient. Dessutom har reaktorn redan snabbt stängts av innan transienten påverkar RPV (som beskrivs i avsnittet Reactor Protection System nedan.)

På grund av denna effekt i BWR är driftskomponenter och säkerhetssystem utformade med avsikten att inget trovärdigt scenario kan orsaka en tryck- och effektökning som överstiger systemens förmåga att snabbt stänga av reaktorn innan skada på bränslet eller på komponenter som innehåller reaktorkylvätska kan förekomma. I det begränsade fallet med en ATWS-avvikelse (Anticipated Transient Without Scram) kan höga neutroneffektnivåer (~ 200%) inträffa under mindre än en sekund, varefter aktivering av SRV:er gör att trycket snabbt sjunker. Neutroneffekten kommer att sjunka till långt under nominell effekt (intervallet 30 % med upphörande av cirkulationen, och därmed tomrumsavskiljning) även innan ARI- eller SLCS-aktivering inträffar. Termisk effekt kommer knappt att påverkas.

I händelse av en beredskap som inaktiverar alla säkerhetssystem, är varje reaktor omgiven av en inneslutningsbyggnad som består av 1,2–2,4 m (3,9–7,9 fot) stålarmerad, förspänd betong utformad för att täta av reaktorn från miljön.

Inneslutningsbyggnaden skyddar dock inte bränslet under hela bränslecykeln. Viktigast av allt är att det använda bränslet befinner sig under långa tidsperioder utanför den primära inneslutningen. En typisk lagringspool för använt bränsle kan rymma ungefär fem gånger bränslet i härden. Eftersom omladdningar vanligtvis släpper ut en tredjedel av en kärna, kommer mycket av det använda bränslet som lagras i poolen att ha haft avsevärd sönderfallstid. Men om poolen skulle tömmas på vatten skulle det utsläppta bränslet från de två föregående tankningarna fortfarande vara tillräckligt "färskt" för att smälta under sönderfallsvärme. Emellertid kan zirkaloybeklädnaden av detta bränsle antändas under uppvärmningen. Den resulterande branden skulle troligen sprida sig till det mesta eller allt bränsle i poolen. Förbränningsvärmen, i kombination med sönderfallsvärme, skulle sannolikt driva "gränsåldrat" bränsle till ett smält tillstånd. Dessutom, om elden blir syresvält (ganska troligt för en brand som ligger i botten av en grop som denna), skulle det heta zirkoniumet ta syre från urandioxidbränslet och bilda en flytande blandning av metalliskt uran, zirkonium , oxiderat zirkonium och löst urandioxid. Detta skulle orsaka ett frigörande av klyvningsprodukter från bränslematrisen som är ganska jämförbar med den för smält bränsle. Dessutom, även om de är instängda, är pooler för använt bränsle för BWR nästan alltid belägna utanför den primära inneslutningen. Generering av väte under processen skulle sannolikt resultera i en explosion som skadar den sekundära inneslutningsbyggnaden. Utsläpp till atmosfären är således mer sannolikt än för jämförbara olyckor med reaktorhärden.

Reaktorskyddssystem (RPS)

Reactor Protection System (RPS) är ett system, datoriserat i senare BWR-modeller, som är utformat för att automatiskt, snabbt och fullständigt stänga av och säkra kärnkraftsförsörjningssystemet (NSSS – reaktorns tryckkärl, pumpar och vatten/ ångrör i inneslutningen) om någon händelse inträffar som kan leda till att reaktorn går in i ett osäkert drifttillstånd. Dessutom kan RPS automatiskt snurra upp Emergency Core Cooling System (ECCS) vid upptäckt av flera signaler. Det kräver inte mänskligt ingripande för att fungera. Däremot kan reaktoroperatörerna åsidosätta delar av RPS vid behov. Om en operatör upptäcker ett försämrat tillstånd och vet att ett automatiskt säkerhetssystem kommer att aktiveras, är de utbildade att i förebyggande syfte aktivera säkerhetssystemet.

Om reaktorn är vid effekt eller stiger till effekt (dvs. om reaktorn är superkritisk; styrstavarna dras tillbaka till den punkt där reaktorn genererar fler neutroner än den absorberar), finns det säkerhetsrelaterade oförutsedda händelser som kan uppstå som kräver en snabb avstängning av reaktorn, eller, i västerländskt kärnkraftspråk, ett " SCRAM ". SCRAM är en manuellt utlöst eller automatiskt utlöst snabb insättning av alla styrstavar i reaktorn, vilket kommer att ta reaktorn att avta värmeeffektnivåer inom tiotals sekunder. Eftersom ≈ 0,6% av neutronerna emitteras från klyvningsprodukter ( "fördröjda" neutroner ), som föds sekunder eller minuter efter klyvning, kan all klyvning inte avslutas omedelbart, men bränslet återgår snart till sönderfallande värmeeffektnivåer. Manuella SCRAMs kan initieras av reaktoroperatörerna, medan automatiska SCRAMs initieras vid:

Turbinstoppventil eller turbinstyrventilstängning.
1. Om turbinskyddssystem upptäcker en betydande anomali, stoppas insläppet av ånga. Reaktorns snabba avstängning är i väntan på en trycktransient som kan öka reaktiviteten.
2. Avvisning av generatorlast kommer också att orsaka stängning av turbinventiler och utlösning av RPS.
3. Denna tripp är endast aktiv över cirka 1/3 reaktoreffekt. Under denna mängd kan bypass-ångsystemet kontrollera reaktortrycket utan att orsaka en reaktivitetstransient i härden.
Förlust av ström utanför anläggningen (LOOP)
1. Under normal drift drivs reaktorskyddssystemet (RPS) med ström från anläggningen
  1. Förlust av ström utanför platsen skulle öppna alla reläer i RPS, vilket gör att alla snabba avstängningssignaler kommer in redundant.
  2. skulle också få MSIV att stänga eftersom RPS är felsäkert; anläggningen antar att ett huvudångavbrott sammanfaller med förlust av ström utanför anläggningen.
Neutronövervakningsutlösningar – syftet med dessa utlösningar är att säkerställa en jämn ökning av neutron- och termisk effekt under uppstart.
1. Uppskalning av källområdesmonitor (SRM) eller mellanområdesmonitor (IRM):
  1. SRM, som används under instrumentkalibrering, pre-kritisk och tidig icke-termisk kritiskhet, och IRM, som används under uppstigning till effekt, medel/sen icke -termiska och tidiga eller mellantermiska stadier, båda har inbyggda utlösningar som förhindrar snabba minskningar av reaktorperioden när reaktorn är intensivt reaktiv (t.ex. när inga hålrum finns, vattnet är kallt och vattnet är tätt) utan positiv operatörsbekräftelse på att sådana minskningar i period är deras avsikt. Innan snubblar inträffar kommer spörörelseblock att aktiveras för att säkerställa förarens vaksamhet om förinställda nivåer överskrids marginellt.
2. Uppskalning av medeleffektområdesövervakning (APRM):
  1. Förhindrar att reaktorn överskrider förinställda neutroneffektnivåmaxima under drift eller relativa maxima före positiv operatörsbekräftelse på slutet av start genom övergång av reaktortillstånd till "Run".
3. Övervakning av medeleffektområde / termisk utlösning av kylvätskeflöde:
  1. Förhindrar att reaktorn överskrider variabla effektnivåer utan att tillräckligt kylvätskeflöde för den nivån finns.
4. Oscillation Power Range Monitor
  1. Förhindrar att reaktoreffekten snabbt svänger under lågflödes- och högeffektsförhållanden.
Låg reaktorvattennivå:
1. Förlust av kylmedelsberedskap (LOCA)
2. Förlust av korrekt matarvatten (LOFW)
3. Skyddar turbinen från överdriven fukttransport om vattennivån är under ångseparatorn och ångtorkstapeln.
Hög vattennivå (i BWR6-anläggningar)
1. Förhindrar översvämning av huvudångledningarna och skyddar turbinutrustning.
2. Begränsar hastigheten för kallvattentillsats till kärlet, vilket begränsar ökningen av reaktoreffekten under övermatningstransienter.
Högt tryck i torrbrunnen (primär inneslutning).
1. Indikerar potentiell förlust av kylvätska
2. Inleder även ECCS-system för att förbereda för kärninjektion när injektionstillstånden är godkända.
huvudångisoleringsventil (MSIV )
1. Skyddar mot trycktransienter i kärnan som orsakar en reaktivitetstransient
2. Triggers endast för varje kanal när ventilen är mer än 8 % stängd
3. En ventil kan stängas utan att initiera en reaktorutlösning.
Högt RPV tryck:
1. Indikerar MSIV-stängning.
2. Minskar reaktiviteten för att kompensera för kokande tomrumskollaps på grund av högt tryck.
3. Förhindrar att övertrycksventiler öppnas.
4. Fungerar som backup för flera andra resor, som turbintur.
Lågt RPV-tryck:
1. Indikerar ett ledningsbrott i ångtunneln eller annan plats som inte utlöser högt torrbrunnstryck
2. Förbikopplad när reaktorn inte är i driftläge för att möjliggöra trycksättning och nedkylning utan en automatisk scram-signal
Seismisk händelse
1. I allmänhet har endast anläggningar i högseismiska områden denna resa aktiverad.
Scram tömningsvolym hög
1. I händelse av att den hydrauliska tömningsvolymen för scram börjar fyllas, kommer detta att pressa reaktorn innan volymfyllningen. Detta förhindrar hydraulisk låsning, vilket skulle kunna hindra styrstavarna från att sätta in. Detta för att förhindra en ATWS (Anticipated Transient Without Scram).

Emergency core-kylsystem (ECCS)

Diagram över ett generiskt BWR-reaktortryckkärl

Medan reaktorskyddssystemet är utformat för att stänga av reaktorn, är ECCS utformat för att upprätthålla tillräcklig härdkylning. ECCS är en uppsättning relaterade säkerhetssystem som är utformade för att skydda bränslet i reaktorns tryckkärl, som kallas "reaktorhärden", från överhettning. De fem kriterierna för ECCS är att förhindra topptemperaturen för bränslekapslingen från att överstiga 2200 °F, förhindra mer än 17 % oxidation av bränslekapslingen, förhindra mer än 1 % av den maximala teoretiska vätegenereringen på grund av zircalloy metall-vatten-reaktionen, upprätthålla en kylbar geometri och möjliggör långvarig kylning. ECCS-system åstadkommer detta genom att upprätthålla kylvattennivån i reaktortryckkärlet (RPV), eller om det är omöjligt, genom att direkt översvämma kärnan med kylvätska.

Dessa system är av tre huvudtyper:

Högtryckssystem: Dessa är utformade för att skydda kärnan genom att spruta in stora mängder vatten i den för att förhindra att bränslet avslöjas av en sjunkande vattennivå. Används generellt i fall med öppna säkerhetsventiler som fastnat, små avbrott på hjälprör och särskilt våldsamma transienter orsakade av turbinutlösning och stängning av huvudångavstängningsventilen. Om vattennivån inte kan upprätthållas med enbart högtryckssystem (vattennivån sjunker fortfarande under en förinställd punkt när högtryckssystemen arbetar fullt ut), svarar nästa uppsättning system.
Trycksänkningssystem: Dessa system är utformade för att hålla reaktortrycket inom säkerhetsgränserna. Dessutom, om reaktorvattennivån inte kan upprätthållas med enbart högtryckskylvätskesystem, kan tryckavlastningssystemet reducera reaktortrycket till en nivå vid vilken lågtryckskylvätskesystemen kan fungera.
Lågtryckssystem: Dessa system är utformade för att fungera efter att trycksänkningssystemets funktion. De har stor kapacitet jämfört med högtryckssystemen och försörjs av flera, redundanta strömkällor. De kommer att upprätthålla vilken vattennivå som helst och, i händelse av ett stort rörbrott av den värsta typen under kärnan som leder till att bränslestaven tillfälligt "avtäcks", att snabbt mildra detta tillstånd innan bränslet värms upp till den punkt där kärnan skada kan uppstå.

Högtrycks kylvätskeinsprutningssystem (HPCI)

Högtryckskylvätskeinsprutningssystemet är den första försvarslinjen i nödkylsystemet. HPCI är utformad för att injicera avsevärda mängder vatten i reaktorn medan den är under högt tryck för att förhindra aktivering av det automatiska tryckavlastnings-, härdspray- och lågtrycks kylvätskeinsprutningssystemen. HPCI drivs av ånga från reaktorn och tar cirka 10 sekunder att snurra upp från en initieringssignal och kan leverera cirka 19 000 l/min (5 000 US gal/min) till härden vid vilket härdtryck som helst över 6,8 atm (690 kPa) 100 psi). Detta är vanligtvis tillräckligt för att hålla tillräckligt med vattennivåer för att undvika automatisk tryckavlastning förutom i en större oförutseende, såsom ett stort brott i tillsatsvattenledningen. HPCI kan även köras i "tryckstyrningsläge", där HPCI-turbinen körs utan att pumpa vatten till reaktorkärlet. Detta gör det möjligt för HPCI att avlägsna ånga från reaktorn och långsamt ta bort trycket utan att behöva manövrera säkerhets- eller avlastningsventilerna. Detta minimerar antalet gånger avlastningsventilerna behöver fungera och minskar risken för att en sticker upp och orsakar en liten LOCA.

Versionsnotering: Vissa BWR/5s och BWR/6 ersätter den ångturbindrivna HPCI-pumpen med den AC-drivna högtryckssprayen (HPCS); ABWR ersätter HPCI med högtryckskärnflödare (HPCF), ett läge för RCIC-systemet, som beskrivs nedan. (E)SBWR har inte ett likvärdigt system eftersom det i första hand använder passiva säkerhetskylsystem, även om ESBWR erbjuder en alternativ aktiv högtrycksinsprutningsmetod som använder ett driftsläge för Control Rod Drive System (CRDS) för att komplettera det passiva systemet.

Isolationskondensor (IC)

Vissa reaktorer, inklusive vissa BWR/2- och BWR/3-anläggningar, och (E)SBWR-serien av reaktorer, har ett passivt system som kallas Isolation Condenser. Detta är en värmeväxlare placerad ovanför inneslutningen i en vattenbassäng öppen mot atmosfären. När den är aktiverad, kokar sönderfallsvärme ånga, som dras in i värmeväxlaren och kondenseras; sedan faller den av tyngdkraften tillbaka in i reaktorn. Denna process håller kylvattnet kvar i reaktorn, vilket gör det onödigt att använda drivna matarvattenpumpar. Vattnet i den öppna poolen kokar sakta av och släpper ut ren ånga till atmosfären. Detta gör det onödigt att köra mekaniska system för att ta bort värme. Periodvis måste poolen fyllas på, en enkel uppgift för en brandbil. (E)SBWR-reaktorerna ger tre dagars vattenförsörjning i poolen. Vissa äldre reaktorer har också IC-system, inklusive Fukushima Dai-ichi reaktor 1, men deras vattenpooler kanske inte är lika stora.

Under normala förhållanden är IC-systemet inte aktiverat, utan toppen av IC-kondensorn är ansluten till reaktorns ångledningar genom en öppen ventil. IC startar automatiskt vid låg vattennivå eller högt ångtryck. När den väl startar kommer ånga in i IC-kondensorn och kondenserar tills den är fylld med vatten. När IC-systemet är aktiverat öppnas en ventil i botten av IC-kondensorn som ansluter till en nedre del av reaktorn. Vattnet faller till reaktorn genom gravitationen, vilket gör att kondensorn fylls med ånga, som sedan kondenserar. Denna cykel pågår kontinuerligt tills bottenventilen stängs.

Reaktorhärdisoleringskylsystem (RCIC)

Kylsystemet för isolering av reaktorhärden är inte ett egentligt nödkylsystem, men det ingår eftersom det fyller en viktig säkerhetsfunktion som kan hjälpa till att kyla reaktorn i händelse av förlust av normal värmesänkningsförmåga; eller när all ström är borta. Den har ytterligare funktionalitet i avancerade versioner av BWR.

RCIC är en extra matarvattenpump avsedd för nödsituationer. Den kan spruta in kylvatten i reaktorn vid höga tryck. Den sprutar in cirka 2 000 l/min (600 gpm) i reaktorhärden. Det tar kortare tid att starta än HPCI-systemet, cirka 30 sekunder från en initieringssignal. Den har gott om kapacitet att ersätta kylvattnet som kokats av av kvarvarande sönderfallsvärme och kan till och med hålla jämna steg med små läckor.

RCIC-systemet arbetar på högtrycksånga från själva reaktorn, och är sålunda manövrerbart utan någon annan elektrisk kraft än batterikraft för att driva styrventilerna. De slår på och av RCIC efter behov för att upprätthålla korrekta vattennivåer i reaktorn. (Om RCIC körs kontinuerligt skulle RCIC överfylla reaktorn och skicka vatten ner i sin egen ångtillförselledning.) Under en stationsavbrott (där all ström utanför anläggningen går förlorad och dieselgeneratorerna går sönder) kan RCIC-systemet vara "svartstartat" utan AC och manuellt aktiverad. RCIC-systemet kondenserar sin ånga till reaktorundertryckningspoolen. RCIC kan kompensera för denna vattenförlust, från någon av två källor: en tillsatsvattentank placerad utanför inneslutningen, eller själva våtbrunnen. RCIC är inte konstruerad för att upprätthålla reaktorvattennivån under en LOCA eller annan läcka. I likhet med HPCI kan RCIC-turbinen köras i recirkulationsläge för att ta bort ånga från reaktorn och hjälpa till att trycka ner reaktorn.

Versionsnotering: RCIC och HPCF är integrerade i ABWRs, med HPCF som representerar högkapacitetsläget för RCIC. Äldre BWR som Fukushima Unit 1 och Dresden samt den nya (E)SBWR har inget RCIC-system, utan har istället ett Isolation Condenser-system.

Automatiskt tryckavlastningssystem (ADS)

Det automatiska tryckavlastningssystemet är inte en del av själva kylsystemet, utan är ett viktigt komplement till ECCS. Den är utformad för att aktiveras i händelse av att det antingen uppstår en förlust av högtryckskylning till kärlet eller om högtryckskylsystemen inte kan upprätthålla RPV-vattennivån. ADS kan initieras manuellt eller automatiskt. När ADS tar emot en automatisk startsignal när vattnet når börvärdet för larmet för låg-låg-låg vattennivå. ADS bekräftar sedan med lågt larmvattennivå, verifierar att minst 1 lågtryckskylpump fungerar och startar en 105-sekunders timer. När timern går ut, eller när de manuella ADS-initieringsknapparna trycks in, släpper systemet snabbt ut trycket från RPV i form av ånga genom rör som leds till under vattennivån i dämpningsbassängen (torus/våtbrunnen), vilket är utformad för att kondensera ångan som frigörs av ADS eller annan säkerhetsventilaktivering till vatten, vilket bringar reaktorkärlet under 32 atm (3200 kPa, 465 psi), vilket tillåter lågtryckskylsystemen (LPCS/LPCI/LPCF/GDCS) att återställa reaktorns vattennivå. Under en ADS-utblåsning är ångan som avlägsnas från reaktorn tillräcklig för att säkerställa tillräcklig härdkylning även om härden är frilagd. Vattnet i reaktorn kommer snabbt att bli ånga när reaktortrycket sjunker, vilket leder bort det latenta förångningsvärmet och ger kylning för hela reaktorn. ECCS-system med lågt tryck kommer att översvämma kärnan före slutet av nödavblåsningen, vilket säkerställer att kärnan behåller tillräcklig kylning under hela evenemanget.

Lågtryckskärnspraysystem (LPCS)

Core Spray-systemet, eller Low-Pressure Core Spray-systemet, är utformat för att undertrycka ånga som genereras av en stor oförutsedda händelse och för att säkerställa tillräcklig härdkylning för en delvis eller helt frilagd reaktorhärd. LPCS kan leverera upp till 48 000 L/min (12 500 US gal/min) vatten i en syndaflod från toppen av kärnan. Härdspraysystemet kollapsar ånghål ovanför härden, hjälper till att minska reaktortrycket när bränslet är avtäckt, och i händelse av att reaktorn har ett så stort avbrott att vattennivån inte kan upprätthållas kan härdspray förhindra bränsleskador genom att se till att bränslet sprayas på lämpligt sätt för att avlägsna sönderfallsvärme. I tidigare versioner av BWR (BWR 1 eller 2 anläggningar) var LPCS-systemet det enda ECCS, och kärnan kunde kylas tillräckligt med kärnspray även om den var helt avslöjad. Från och med Dresden-enheterna 2 och 3 utökades kärnspraysystemet med HPCI/LPCI-systemen för att tillhandahålla både spraykylning och härdöversvämning som metoder för att säkerställa tillräcklig kärnkylning. För de flesta BWR-modeller säkerställer kärnspray att den övre 1/3 av kärnan inte överstiger 17 % beklädnadsoxidation eller 1 % väteproduktion under en LOCA när den används i kombination med LPCI-systemet.

Versioneringsnotering: I ABWR och (E)SBWR finns det ytterligare vattenspraysystem för att kyla torrbrunnen och dämpningspoolen.

Lågtrycks kylvätskeinsprutning (LPCI)

Kylvätskeinsprutning med lågt tryck är nödinsprutningsläget för systemet för restvärmeborttagning (RHR). LPCI kan drivas vid reaktorkärlstryck under 375 psi. LPCI består av flera pumpar som kan injicera upp till 150 000 l/min (40 000 US gal/min) vatten i reaktorn. I kombination med Core Spray-systemet är LPCI utformad för att snabbt översvämma reaktorn med kylvätska. LPCI-systemet introducerades först med Dresden-enheterna 2 och 3. LPCI-systemet kan också använda RHR-värmeväxlarna för att avlägsna sönderfallsvärme från reaktorn och kyla inneslutningen till kalla förhållanden. Tidiga versioner av LPCI-systemet injiceras genom recirkulationsslingorna eller i dunröret. Senare versioner av BWR flyttade insprutningspunkten direkt inuti härdhöljet för att minimera tiden för att återfylla härden, vilket avsevärt minskade reaktorns topptemperaturer under en LOCA.

Versionsnotering: ABWR ersätter LPCI med lågtryckskärnflödare (LPCF), som arbetar med liknande principer. (E)SBWR ersätter LPCI med DPVS/PCCS/GDCS, enligt beskrivningen nedan.

Tryckavlastande ventilsystem (DPVS) / passivt inneslutningskylsystem (PCCS) / gravitationsdrivet kylsystem (GDCS)

(E)SBWR har en extra ECCS-kapacitet som är helt passiv, ganska unik och avsevärt förbättrar försvaret på djupet . Detta system aktiveras när vattennivån inom RPV når nivå 1. Vid denna tidpunkt startas en nedräkningstimer.

Det finns flera stora tryckavlastningsventiler placerade nära toppen av reaktorns tryckkärl. Dessa utgör DPVS. Detta är en kapacitet som kompletterar ADS, som också ingår i (E)SBWR. DPVS består av åtta av dessa ventiler, fyra på huvudångledningar som ventilerar till torrbrunnen när den aktiveras och fyra som ventilerar direkt in i våtbrunnen.

Om nivå 1 inte sänks ned igen inom 50 sekunder efter att nedräkningen startade, avfyrar DPVS och ventilerar snabbt ånga som finns i reaktorns tryckkärl in i torrbrunnen. Detta kommer att få vattnet i RPV att öka i volym (på grund av tryckfallet) vilket kommer att öka det tillgängliga vattnet för att kyla kärnan. Dessutom minskar trycksänkningen mättnadstemperaturen vilket förbättrar värmeavlägsnandet via fasövergång. (Faktum är att både ESBWR och ABWR är konstruerade så att kärnan aldrig förlorar sitt skikt av kylvätska även i den maximala möjliga situationen.)

Om nivå 1 fortfarande inte sänks ned igen inom 100 sekunder efter DPVS-aktivering, tänds GDCS-ventilerna. GDCS är en serie mycket stora vattentankar placerade ovanför och vid sidan av reaktorns tryckkärl i torrbrunnen. När dessa ventiler tänds är GDCS direkt ansluten till RPV. Efter ytterligare ~50 sekunder av trycksänkning kommer trycket i GDCS att utjämnas med trycket i RPV och torrbrunnen, och vattnet i GDCS kommer att börja rinna in i RPV.

Vattnet i RPV kommer att koka till ånga från sönderfallsvärmen, och naturlig konvektion kommer att få det att färdas uppåt in i torrbrunnen, in i rörenheter i taket som tar ångan till fyra stora värmeväxlare – det passiva inneslutningskylsystemet ( PCCS) – placerad ovanför torrbrunnen – i djupa vattenpölar. Ångan kommer att kylas och kondenseras tillbaka till flytande vatten. Det flytande vattnet kommer att rinna av från värmeväxlaren tillbaka till GDCS-poolen, där det kan rinna tillbaka in i RPV:n för att kompensera för ytterligare vatten som kokats av sönderfallsvärme. Dessutom, om GDCS-linjerna går sönder, kommer formen på RPV och torrbrunnen att säkerställa att en "sjö" av flytande vatten bildas som sänker botten av RPV (och kärnan inuti).

Det finns tillräckligt med vatten för att kyla värmeväxlarna i PCCS i 72 timmar. Vid denna tidpunkt är allt som behöver hända att poolerna som kyler PCCS-värmeväxlarna fylls på igen, vilket är en jämförelsevis trivial operation, genomförbar med en bärbar brandpump och slangar.

Vätskekontrollsystem (SLCS)

SLCS är en backup till reaktorskyddssystemet. I händelse av att RPS av någon anledning inte kan pressa reaktorn, kommer SLCS att injicera en flytande borlösning i reaktorkärlet för att föra det till ett garanterat avstängt tillstånd innan det överskrider eventuella inneslutnings- eller reaktorkärlgränser. Vätskekontrollsystemet i vänteläge är utformat för att leverera motsvarande 86 gpm av 13 viktprocent natriumpentaboratlösning till ett 251-tums BWR-reaktorkärl. SLCS, i kombination med det alternativa stavinföringssystemet, den automatiska återcirkulationspumpens utlösning och manuella operatörsåtgärder för att minska vattennivån i härden kommer att säkerställa att reaktorkärlet inte överskrider sina ASME-kodgränser, bränslet utsätts inte för härdskadande instabilitet, och inneslutningen misslyckas inte på grund av övertryck under högeffektsscram-fel.

SLCS består av en tank som innehåller borat vatten som en neutronabsorbator , skyddad av explosivt öppnade ventiler och redundanta pumpar, vilket möjliggör insprutning av borerat vatten i reaktorn mot alla tryck inom reaktorn; det borerade vattnet kommer att stänga av en reaktor och hålla den avstängd. SLCS kan också injiceras under en LOCA eller en bränslekapsling misslyckande med att justera pH för reaktorns kylvätska som har spillts, vilket förhindrar utsläpp av vissa radioaktiva material.

Versionsnotering: SLCS är ett system som aldrig är tänkt att aktiveras om inte alla andra åtgärder har misslyckats. I BWR/1 – BWR/6 kan dess aktivering orsaka tillräcklig skada på anläggningen så att den kan göra de äldre BWR:erna obrukbara utan en fullständig översyn. Med ankomsten av ABWR och (E)SBWR behöver operatörerna inte vara lika motvilliga till att aktivera SLCS, eftersom dessa reaktorer har ett reaktorvattenreningssystem (RWCS) som är utformat för att avlägsna bor – när reaktorn väl har stabiliserats, det borerade vattnet i RPV kan filtreras genom detta system för att omedelbart avlägsna de lösliga neutronabsorbenterna som det innehåller och på så sätt undvika skador på anläggningens inre delar.

Inneslutningssystem

Det ultimata säkerhetssystemet inuti och utanför varje BWR är de många nivåerna av fysisk avskärmning som både skyddar reaktorn från omvärlden och skyddar omvärlden från reaktorn.

Det finns fem nivåer av skärmning:

Bränslestavarna inuti reaktortryckkärlet är belagda med tjock Zircaloy -skärmning;
Själva reaktortryckkärlet är tillverkat av 6 tum tjockt (150 mm) stål, med extremt hög temperatur, vibration och korrosionsbeständig kirurgisk rostfri 316L- plåt på både insidan och utsidan;
Den primära inneslutningsstrukturen är gjord av stål 1 tum tjockt;
Den sekundära inneslutningskonstruktionen är gjord av stålarmerad, förspänd betong 1,2–2,4 meter (3,9–7,9 fot) tjock.
Reaktorbyggnaden (sköldväggen/missilskölden) är också gjord av stålarmerad, förspänd betong 0,3 till 1 m (0,98 till 3,28 fot) tjock.

Om alla möjliga åtgärder som står mellan säker drift och härdskada misslyckas, kan inneslutningen förslutas på obestämd tid, och det kommer att förhindra att någon betydande utsläpp av strålning till omgivningen inträffar under nästan alla omständigheter.

Varianter av BWR-inneslutningar

Som illustreras av beskrivningarna av systemen ovan, skiljer sig BWR:er ganska från PWR:s design. Till skillnad från PWR, som i allmänhet har följt en mycket förutsägbar extern inneslutningsdesign (den stereotypa kupolen ovanpå en cylinder), varierar BWR-inneslutningarna i yttre form men deras inre särskiljning är extremt slående i jämförelse med PWR. Det finns fem huvudvarianter av BWR-inneslutningar:

Garigliano kärnkraftverk , med den förmoderna "torra" inneslutningen

Den "förmoderna" inneslutningen (Generation I); sfärisk till formen och med en ångtrumseparator, eller en ångseparator utanför RPV, och en värmeväxlare för lågtrycksånga, denna inneslutning är nu föråldrad och används inte av någon operativ reaktor.

Mark I Containment

Mark I Containment under konstruktion vid Browns Ferry Nuclear Plant enhet 1. I förgrunden finns locket till torrbrunnen eller primära inneslutningskärlet (PCV).

Schematisk BWR inuti Mark I-inneslutning.

Mark I-inneslutningen, bestående av en rektangulär stålarmerad betongbyggnad, tillsammans med ett ytterligare lager av stålarmerad betong som omger det stålbeklädda cylindriska torrhålet och den stålbeklädda tryckdämpningstorusen nedanför. Mark I var den tidigaste typen av inneslutning i stor användning, och många reaktorer med Mark Is är fortfarande i drift idag. Det har gjorts många säkerhetsuppgraderingar under åren av denna typ av inneslutning, särskilt för att ge en ordnad minskning av inneslutningsbelastningen orsakad av tryck i ett sammansatt begränsande fel. Reaktorbyggnaden av Mark I är i allmänhet i form av en stor rektangulär struktur av armerad betong.

BWR inuti en Mark II-inneslutning.

Mark II-inneslutningen, liknande Mark I, men utelämnande av en distinkt tryckdämpande torus till förmån för en cylindrisk våtbrunn under icke-reaktorhålighetsdelen av torrbrunnen. Både våtbrunnen och torrbrunnen har en primär inneslutningsstruktur av stål som i Mark I, liksom Mark I:s lager av stålarmerad betong som utgör den sekundära inneslutningen mellan den yttre primära inneslutningsstrukturen och ytterväggen av reaktorbyggnaden. . Reaktorbyggnaden i Mark II är i allmänhet i form av en cylinder med platt topp.
Mark III-inneslutningen, generellt lik den stereotypa PWR-formen i yttre form och med vissa likheter på insidan, åtminstone på en ytlig nivå. Till exempel, snarare än att ha en betongplatta som personalen kunde gå på medan reaktorn inte tankades som täcker toppen av den primära inneslutningen och RPV direkt under, tar Mark III BWR i en mer PWR-liknande riktning genom att placera en vattenbassäng över denna platta. Ytterligare förändringar inkluderar borttagning av våtbrunnen till en tryckdämpande bassäng med en fördämningsvägg som skiljer den från torrbrunnen.

ESBWR-inneslutning

Avancerade inneslutningar; de nuvarande modellerna av BWR-inneslutningar för ABWR och ESBWR är baksidor till den klassiska Mark I/II-stilen som är ganska skild från PWR på utsidan såväl som insidan, även om båda reaktorerna har den Mark III-iska stilen att ha icke-säkerhetsrelaterade byggnader som omger eller är anslutna till reaktorbyggnaden, snarare än att vara tydligt åtskilda från den. Dessa inneslutningar är också utformade för att ta mycket mer stress än tidigare inneslutningar, vilket ger avancerad säkerhet. GE anser särskilt att dessa inneslutningar kan motstå en direkt träff av en tornado bortom nivå 5 på Old Fujita-skalan med vindar på 330+ miles per timme. En sådan tromb har aldrig uppmätts på jorden. De är också konstruerade för att motstå seismiska accelerationer på 0,2 G, eller nästan 2 meter per sekund ² i vilken riktning som helst.

Inneslutningsisoleringssystem

Många ventiler som passerar in och ut ur inneslutningen måste vara öppna för att driva anläggningen. Vid en olycka där radioaktivt material kan släppas ut måste dessa ventiler stängas för att förhindra utsläpp av radioaktivt material eller förlust av reaktorkylvätska. Inneslutningsisoleringssystemet ansvarar för att automatiskt stänga dessa ventiler för att förhindra utsläpp av radioaktivt material och är en viktig del av en anläggnings säkerhetsanalys. Isoleringssystemet är uppdelat i grupper för större systemfunktioner. Varje grupp innehåller sina egna kriterier för att utlösa en isolering. Isoleringssystemet liknar reaktorskyddssystem genom att det består av flera kanaler, det är klassat som säkerhetsrelaterat och att det kräver bekräftande signaler från flera kanaler för att ge en isolering till ett system. Ett exempel på parametrar som övervakas av isoleringssystemet inkluderar inneslutningstryck, akustisk eller termisk läckagedetektering, differentiellt flöde, högt flöde av ånga eller kylmedel, låg reaktorvattennivå eller höga strålningsavläsningar i inneslutningsbyggnaden eller ventilationssystemet. Dessa isoleringssignaler kommer att spärra alla ventiler i gruppen efter att de har stängts och måste ha alla signaler raderade innan spärren kan återställas.

Avstängningsventiler består av 2 säkerhetsrelaterade ventiler i serie. Den ena är en inombordsventil, den andra är en utombordsventil. Inombordaren är placerad inuti inneslutningen och utombordaren är placerad strax utanför inneslutningen. Detta ger redundans och gör systemet immunt mot det enstaka felet hos någon inombords- eller utombordsventiloperatör eller isoleringssignal. När en isoleringssignal ges till en grupp stängs både inombords- och utombordsventilen. Tester av isoleringslogik måste utföras regelbundet och är en del av varje anläggnings tekniska specifikationer. Tidpunkten för att dessa ventiler ska stängas är en komponent i varje anläggnings säkerhetsanalys och underlåtenhet att stänga under den analyserade tiden är en rapporterbar händelse.

Exempel på isoleringsgrupper inkluderar huvudångledningarna, reaktorvattenreningssystemet, reaktorhärdisoleringskylningssystemet (RCIC), avstängningskylning och restvärmeavlägsnandesystemet. För rör som sprutar in vatten i inneslutningen används vanligtvis två säkerhetsrelaterade backventiler i stället för motordrivna ventiler. Dessa ventiler måste också testas regelbundet för att säkerställa att de verkligen tätar och förhindrar läckage även mot höga reaktortryck.

Vätgashantering

Under normal anläggningsdrift och vid normala driftstemperaturer är vätegenereringen inte signifikant. När kärnbränslet överhettas oxiderar zirkonium i Zircaloy -beklädnad som används i bränslestavar i reaktion med ånga:

Zr + _2H2O → _Zr02 + _2H2

När det blandas med luft är väte brandfarligt och vätedetonation eller deflagrering kan skada reaktorinneslutningen. I reaktorkonstruktioner med små inneslutningsvolymer, såsom i Mark I- eller II-inneslutningar, är den föredragna metoden för att hantera vätgas förinertering med inert gas - i allmänhet kväve - för att minska syrekoncentrationen i luften under den som behövs för väteförbränning, och användning av termiska rekombinatorer. Förinertering anses vara opraktiskt med större inneslutningsvolymer där termiska rekombinatorer och avsiktlig antändning används. Mark III-inneslutningar har vätgaständare och väteblandare som är utformade för att förhindra ansamling av väte genom antingen förantändning innan den överskrider den nedre explosionsgränsen på 4 %, eller genom rekombination med syre för att göra vatten.

Säkerhetssystemen i aktion: Design Basisolyckan

Design Basis Accident (DBA) för ett kärnkraftverk är den allvarligaste möjliga singelolycka som konstruktörerna av anläggningen och tillsynsmyndigheterna rimligen kunde förvänta sig. Det är också per definition den olycka som säkerhetssystemen i reaktorn är designade för att reagera på framgångsrikt, även om den inträffar när reaktorn är i sitt mest sårbara tillstånd. DBA för BWR består av det totala brottet av ett stort kylvätskerör på den plats som anses försätta reaktorn i störst fara för skada – specifikt för äldre BWR (BWR/1-BWR/6) består DBA:n av ett "giljotinbrott" i kylvätskeslingan i en av recirkulationsjetpumparna, som ligger väsentligt under kärnvattenlinjen (LBLOCA, stor brottförlust av kylvätskeolycka) kombinerat med förlust av matarvatten för att kompensera för vattnet som kokas i reaktorn (LOFW, förlust av korrekt matarvatten), kombinerat med en samtidig kollaps av det regionala elnätet, vilket resulterar i en förlust av ström till vissa reaktornödsystem (LOOP, förlust av kraft utanför anläggningen). BWR är designad för att undvika denna olycka utan att skada kärnan. ^{[ citat behövs ]}

Beskrivningen av denna olycka gäller för BWR/4.

Det omedelbara resultatet av ett sådant avbrott (kalla det tid T+0) skulle vara en trycksatt ström av vatten långt över kokpunkten som skjuter ut ur det trasiga röret in i torrbrunnen, som har atmosfärstryck. När denna vattenström blinkar till ånga, på grund av minskningen i trycket och att den ligger över vattnets kokpunkt vid normalt atmosfärstryck, kommer trycksensorerna i torrbrunnen att rapportera en tryckökningsanomali inom den till reaktorskyddssystemet senast T +0,3. RPS tolkar denna tryckökningssignal, korrekt, som ett tecken på ett brott i ett rör i torrbrunnen. Som ett resultat initierar RPS omedelbart en fullständig SCRAM, stänger huvudångisoleringsventilen (isolerar inneslutningsbyggnaden), slår ut turbinerna, försöker påbörja spinupen av RCIC och HPCI, med hjälp av restånga, och startar dieselpumparna för LPCI och CS.

Låt oss nu anta att strömavbrottet når T +0,5. RPS:en är på en flytande avbrottsfri strömförsörjning , så den fortsätter att fungera; dess sensorer är det dock inte, och därför antar RPS att de alla upptäcker nödsituationer. Inom mindre än en sekund efter strömavbrott startar hjälpbatterier och tryckluftsaggregat nöddieselgeneratorerna. Strömmen kommer att återställas med T +25 sekunder.

Låt oss återgå till reaktorhärden. På grund av stängningen av MSIV (komplett med T +2), kommer en våg av mottryck att träffa den snabbt trycksänkande RPV, men detta är oväsentligt, eftersom tryckminskningen på grund av recirkulationsledningsbrottet är så snabb och fullständig att inga ånghål troligen kommer att kollapsa till flytande vatten. HPCI och RCIC kommer att misslyckas på grund av förlust av ångtryck i den allmänna tryckavlastningen, men detta är återigen oväsentligt, eftersom flödeshastigheten på 2 000 l/min (600 US gal/min) för RCIC tillgänglig efter T +5 är otillräcklig för att upprätthålla vattnet nivå; inte heller skulle flödet på 19 000 l/min (5 000 US gal/min) av HPCI, tillgängligt vid T +10, vara tillräckligt för att upprätthålla vattennivån, om det kunde fungera utan ånga. Vid T +10 börjar temperaturen på reaktorhärden, vid ungefär 285 °C (545 °F) vid och före denna punkt, att stiga eftersom tillräckligt med kylvätska har förlorats från härden så att tomrum börjar bildas i kylvätskan mellan bränslestavar och de börjar värmas snabbt. T +12 sekunder efter olyckans start börjar avtäckningen av bränslestaven. Vid ungefär T +18 områden i stavarna har nått 540 °C (1 004 °F). En viss lättnad kommer vid T +20 eller så, eftersom den negativa temperaturkoefficienten och den negativa tomrumskoefficienten bromsar temperaturökningshastigheten. T +25 ser strömmen återställd; dock kommer LPCI och CS inte att vara online förrän T +40.

Vid T +40 är kärntemperaturen 650 °C (1 202 °F) och stiger stadigt; CS och LPCI startar och börjar strömma ut ångan ovanför kärnan, och sedan själva kärnan. Först måste en stor mängd ånga som fortfarande är instängd ovanför och inuti kärnan först slås ner, annars kommer vattnet att bli ånga innan det träffar stavarna. Detta händer efter några sekunder, eftersom de cirka 200 000 l/min (3 300 l/s, 52 500 US gal/min, 875 US gal/s) vatten som dessa system släpper börjar kyla först toppen av kärnan, med LPCI-deluging bränslestavarna, och CS undertrycker den genererade ångan tills vid ungefär T +100 sekunder, allt bränsle nu är föremål för översvämning och de sista återstående varma fläckarna i botten av kärnan kyls nu. Topptemperaturen som uppnåddes var 900 °C (1 650 °F) (väldigt under maxvärdet på 1 200 °C (2 190 °F) som fastställts av NRC) vid botten av kärnan, vilket var den sista hot spot som påverkades av vattenfloden.

Kärnan kyls snabbt och fullständigt, och efter kylning till en rimlig temperatur, under den som överensstämmer med genereringen av ånga, stängs CS av och LPCI minskas i volym till en nivå som överensstämmer med upprätthållande av en konstant temperatur bland bränslet stavar, som kommer att falla under en period av dagar på grund av minskningen av klyvningsproduktens sönderfallsvärme i kärnan.

Efter några dagars LPCI kommer sönderfallsvärmen att ha minskat tillräckligt till den grad att tömning av bränslet i reaktorn kan påbörjas med en viss försiktighet. Efter tankning kan LPCI stängas av. En lång period av fysiska reparationer kommer att behövas för att reparera den trasiga återcirkulationsslingan; se över ECCS; dieselpumpar; och dieselgeneratorer; dränera torrbrunnen; inspektera alla reaktorsystem fullständigt, bringa icke-konforma system till specifikation, byt ut gamla och slitna delar etc. Samtidigt kommer olika personal från licenstagaren som arbetar hand i hand med NRC att utvärdera vad den omedelbara orsaken till brottet var ; söka efter vilken händelse som ledde till den omedelbara orsaken till brottet (grundorsakerna till olyckan); och sedan analysera grundorsakerna och vidta korrigerande åtgärder baserat på grundorsakerna och de omedelbara orsakerna som upptäckts. Detta följs av en period för att generellt reflektera och obduktion av olyckan, diskutera vilka procedurer som fungerade, vilka procedurer som inte fungerade, och om allt hände igen, vad som kunde ha gjorts bättre och vad som kunde göras för att säkerställa att det inte fungerar. inte hända igen; och att spela in lärdomar för att sprida dem till andra BWR-licenstagare. När detta är klart kan reaktorn tankas, återuppta driften och börja producera ström igen.

ABWR och ESBWR, de senaste modellerna av BWR, är inte sårbara för något liknande denna incident i första hand, eftersom de inte har några vätskepenetrationer (rör) lägre än flera fot ovanför kärnans vattenlinje, och därför reaktortryckkärl håller i vatten ungefär som en djup simbassäng i händelse av ett matarvattenledningsbrott eller ett ångledningsbrott. BWR 5s och 6s har extra tolerans, djupare vattennivåer och mycket snabbare reaktionstider för nödsystemet. Avtäckning av bränslestavar kommer att äga rum en kort stund, men maximal temperatur kommer bara att nå 600 °C (1 112 °F), långt under NRC:s säkerhetsgräns.

Enligt en rapport från US Nuclear Regulatory Commission om kärnkraftskatastrofen i Fukushima Daiichi var jordbävningen och tsunamin i Tōhoku i mars 2011 som orsakade den katastrofen en händelse "mycket allvarligare än designgrunden för Fukushima Daiichi kärnkraftverk" . Reaktorerna vid denna anläggning var modellerna BWR 3 och BWR 4. Deras primära inneslutningskärl var tvungna att översvämmas med havsvatten innehållande borsyra, vilket kommer att förhindra ett återupptagande av driften [ ^{citat behövs ]} och förutsågs inte i DBA-scenariot. Dessutom förutsåg DBA inget liknande de kemiska explosioner som inträffade vid Fukushima Daiichi-fabriken.

Före Fukushima Daiichi-katastrofen hade ingen incident som närmade sig DBA eller ens en LBLOCA i svårighetsgrad inträffat med en BWR [ ^{behövd hänvisning ]} . Det hade förekommit mindre incidenter som involverade ECCS, men under dessa omständigheter hade den fungerat över förväntan eller över förväntan. Den allvarligaste incidenten som tidigare hade inträffat med en BWR var 1975 på grund av en brand orsakad av extremt brandfarligt uretanskum installerat i stället för brandskyddsmaterial vid Browns Ferry Nuclear Power Plant ; under en kort tid stängdes kontrollrummets övervakningsutrustning av från reaktorn, men reaktorn stängdes av framgångsrikt, och från och med 2009 producerar den fortfarande ström till Tennessee Valley Authority, efter att inte ha fått några skador på systemen i inneslutningen . Branden hade ingenting att göra med designen av BWR – den kunde ha inträffat i vilket kraftverk som helst, och lärdomarna från den incidenten resulterade i skapandet av en separat reservkontrollstation, uppdelning av kraftverket i brandzoner och tydligt dokumenterade uppsättningar av utrustning som skulle vara tillgänglig för att stänga av reaktoranläggningen och hålla den i ett säkert skick i händelse av en värsta brand i en brandzon. Dessa förändringar byggdes om i alla befintliga kärnkraftverk i USA och de flesta västerländska kärnkraftverk och byggdes in i nya anläggningar från den tidpunkten.

Anmärkningsvärda aktiveringar av BWR-säkerhetssystem

General Electric försvarade designen av reaktorn och påstod att stationens strömavbrott orsakat av jordbävningen och tsunamin i Tōhoku 2011 var en " utom designbaserad" händelse som ledde till Fukushima I kärnkraftsolyckor . Enligt Nuclear Energy Institute är "Sammanfallande långsiktiga förluster av både på plats och off-site kraft under en längre tidsperiod en händelse som ligger utanför konstruktionen för den primära inneslutningen av ett kärnkraftverk i drift".

Reaktorerna stängdes av som planerat efter jordbävningen. Tsunamin inaktiverade dock fyra av de sex uppsättningarna av ställverk och alla utom tre dieselbackupgeneratorer som drev nödkylsystemen och pumparna. Pumpar konstruerades för att cirkulera varm vätska från reaktorn för att kylas i våtbrunnen, men endast enheterna 5 och 6 hade någon effekt. Enheterna 1, 2 och 3 reaktorhärdar överhettades och smälte. Radioaktivitet släpptes ut i luften när bränslestavar skadades på grund av överhettning genom exponering för luft när vattennivåerna sjönk under säkra nivåer. Som en nödåtgärd använde operatörerna brandbilar och bärgade bilbatterier för att injicera havsvatten i torrbrunnen för att kyla reaktorerna, men uppnådde bara periodvis framgång och tre kärnor överhettades. Reaktorerna 1–3 och enligt vissa rapporter 4 drabbades alla av våldsamma väteexplosioner i mars 2011 som skadade eller förstörde deras högsta nivåer eller lägre undertryckningsnivå (enhet 2).

Som nödåtgärder försökte helikoptrar släppa vatten från havet på de öppna hustaken. Senare sprutades vatten från brandbilar upp på taket på reaktor 3. En betongpump användes för att pumpa in vatten i dammen för använt bränsle i enhet 4.

Enligt NISA släppte olyckan upp till 10 petabecquerel radioaktivt jod-131 per timme under de första dagarna och upp till 630 PBq totalt, ungefär en åttondel av de 5200 PBq som släpptes i Tjernobyl. Men med tanke på de senare skandalerna bör NISA:s uppgifter kanske behandlas med försiktighet.

externa länkar

Media relaterade till Schemata av kokande vattenreaktor på Wikimedia Commons