Největší nebezpečí, které při provozu jaderných elektráren hrozí, je únik radioaktivních látek z aktivní zóny reaktoru do životního prostředí. Díky hloubkové ochraně je takový únik možný pouze při těžkých haváriích spojených s tavením paliva při vysokých teplotách. Vzhledem k tomu, že se poměrně velké množství energie uvolňuje z reaktoru i po jeho odstavení rozpadem dceřiných produktů, je potřebné zajistit systémy chlazení tak, aby za žádných okolností nebyla překročena teplota, při které by se deformovaly palivové články. Aby k takové situaci mohlo dojít, musely by současně selhat různé bezpečnostní systémy a právě těmto se budeme věnovat.
Dělení bezpečnostních systémů
Bezpečnostní systémy dělíme obecně na pasivní a aktivní. Pasivní systémy ke svému fungování nepotřebují dodávku elektrické energie, jsou založeny na fyzikálních zákonech a spouštějí se automaticky, bez zásahu člověka (ochranná obálka, principy ochrany do hloubky, pád absorpčních tyčí do aktivní zóny, záporná zpětná vazba, …). Aktivní systémy naopak dodávku elektrické energie potřebují (systém havarijního chlazení – nízko a vysokotlaké systémy vstřikování chladiva, sprchování kontejnmentu, řídící systémy, …)
Spouštěcím mechanismem havárií souvisejících se ztrátou chladiva může být selhání některých zařízení elektrárny, ale mohou nastat i jako důsledek působení vnějších vlivů, jako jsou zemětřesení, povodně, tornáda, požáry, pád letadla či útok teroristické skupiny. Proti takovým událostem je třeba vybudovat důsledný systém ochrany. Úniku radioaktivních látek brání velmi propracovaný systém hloubkové ochrany. Ten je založen na několika fyzických bariérách mezi uvolňovanými radioaktivními látkami a životním prostředím. Jsou to:
I. Chemická a fyzikální struktura jaderného paliva (Pokud nedojde k roztavení paliva, zůstává převážná část uvolněných radioaktivních produktů štěpení vázána v krystalické struktuře paliva)
II. Povlak palivových tyčí zamezující pronikání zejména plynných produktů štěpení do chladiva primárního okruhu
III. Tlaková hranice primárního okruhu (reaktorová nádoba, stěny potrubí a dalších komponent primárního okruhu)
IV. Ochranná obálka (kontejnment), nebo jiný systém lokalizace radioaktivních látek
LOCA havárie
Nejzávažnějším typem havárií jaderných elektráren s tlakovodními (i varnými) reaktory jsou havárie spojené se ztrátou chladiva (LOCA – Loss of coolant accident). Z hlediska možných následků má největší vliv na okolí prasknutí hlavního napájecího potrubí vedoucího do reaktoru (LB-LOCA – Large break LOCA). Tím je snížena, popř. zcela omezena schopnost chlazení primárního okruhu a hrozí riziko přehřívání a tavení paliva. Proto se o této havárii uvažuje jako o maximální projektové havárii a poskytuje základnu pro návrh bezpečnostních systémů JE druhé generace. Důsledky této havárie jsou omezeny funkcemi systémů nouzového dochlazování a dalších bezpečnostních prvků.
Zkušenosti z některých havárií (Three Mile Island) naznačují, že haváriím způsobených prasknutím potrubí s malým nebo středním únikem chladiva, je potřebné věnovat daleko větší pozornost než v minulosti, kvůli větší pravděpodobnosti jejich výskytu, ale i faktu, že se v důsledku mohou jevit jako daleko nepříznivější, než maximální projektové havárie. Havárie, při kterých by došlo k prasknutí reaktorové nádoby se neuvažují, jelikož je snadné spolehlivě detekovat případné vznikající poruchy v materiálu (defektoskopie) například při výměně paliva. V dalším textu budeme uvažovat prasknutí hlavního přívodního potrubí (LB-LOCA), jelikož může mít horší možné následky.
Průběh LOCA havárie a používaná bezpečnostní opatření
Průběh LOCA havárie můžeme rozdělit na 4 fáze: dekomprese a vyprazdňování primárního okruhu, opětné zaplavení spodního prostoru reaktoru, zaplavení aktivní zóny a dlouhodobé dochlazování. Toto rozdělení platí ale pouze v případě, kdy zasáhnou nouzové systémy chlazení aktivní zóny. V opačném případě by nevyhnutelně došlo k tavení aktivní zóny.
Okamžitě po prasknutí chladné větve primárního okruhu dochází k úniku chladiva, na straně reaktoru dochází k vypařování chladiva do kontejnmentu. Zatímco tlak v reaktorové nádobě s únikem chladiva klesá, tlak v ochranné obálce prudce narůstá. Celkové vyprazdňování primárního okruhu trvá několik sekund a po této době se celkový tlak ustálí na konstantní hodnotě. S těmito okolnostmi se musí počítat při návrhu ochranných obálek, kontejnmentů. Existuje jich několik druhů, obecně je lze rozdělit na betonové a ocelové, popř. kombinace obou typů. Úlohou ochranné obálky je jak chránit reaktor před vnějšími vlivy (pád letadla, tsunami), tak i chránit okolí před únikem radioaktivních látek z reaktoru. Při LOCA havárii musí být kontejnment schopný čelit vzrůstajícímu tlaku a teplotě. Kontejnment může být projektován jako plnotlaký nebo jako systém s potlačením tlaku. Zpravidla se uvnitř kontejnmentů udržuje podtlak, který zajistí, že v případě porušení těsnosti kontejnmentu ho žádné částice neopustí. Součástí zařízení kontejnmentu musí být systémy, které zajistí snížení tlaku, který při LOCA havárii prudce vzroste. Z tohoto důvodu jsou zde instalovány např. sprchové systémy, barbotážní věž nebo ledové kondenzátory (JE Loviisa).
JE Dukovany je opatřena vakuo-barbotážním kontejnmentem, který se skládá z hermetických boxů a z barbotážní věže. Tyto části jsou spolu propojeny koridorem. Při případné havárii by se v barbotážní věži nahromadila uniklá pára, kondenzovala by zde, a tím by se zabezpečilo, že se minimalizuje riziko úniku radioaktivních látek mimo hermetické prostory. Temelín má naopak plnotlaký betonový kontejnment ve tvaru válce. Uvnitř se trvale udržuje podtlak, díky kterému lze snadno detekovat porušení hermetičnosti a který tlumí případný tlakový prudký nárůst tlaku po prasknutí hlavního potrubí.
Ve fázi vyprazdňování dále dochází samovolně k zastavení štěpné reakce vlivem záporné reaktivity a tepelný výkon reaktoru rychle klesá i bez zasunutí absorpčních tyčí (voda přechodem do plynné fáze ztrácí schopnost moderace neutronů, tudíž neutrony nemohou ve větší míře štěpit nová jádra). Pro znovuzaplavení aktivní zóny je ale nutné, aby byly absorpční tyče zasunuté, jelikož přívodem vody by mohl opět dosáhnout systém kritického stavu.
Po prasknutí hlavního potrubí reaktoru nejprve začnou pracovat vysokotlaká vstřikovací čerpadla havarijního systému chlazení, která vhání do primárního okruhu vodu s vysokým obsahem boru (má schopnost absorbovat neutrony, čímž se zabezpečí podkritičnost reaktoru). Vysokotlaký systém nouzového chlazení slouží k dochlazování aktivní zóny při malých a středních únicích chladiva, při kterých se zachovává vysoký tlak v primárním okruhu. Po několika sekundách nevyhnutelně dochází k obnažení paliva. V podkritickém stavu teplota uranu postupně klesá, je však nutné zabezpečit, aby teplota povlaku palivových proutků nepřekročila 1200 °C, kvůli nebezpečí jeho tavení a následnému uvolnění štěpných produktů. V této fázi nevyhnutelně dochází k obnažení paliva. Lze očekávat, že již před zaplavením aktivní zóny, může dojít vlivem teplotního šoku ke ztrátě hermetičnosti povlaků paliva a k úniku plynných produktů štěpení do primárního okruhu. Tyto však samy představují malý podíl celkového radiačního rizika. Pevné částice převážně zůstanou vázány v palivových tabletách. Důležitou otázkou zůstávají geometrické změny paliva. Při tavení povlaků mohou být zablokovány průtoky vody a tím může být snížena schopnost chlazení jednotlivých tyčí. Proto se klade velký důraz na to, aby teplota povlaků nepřesáhla již zmíněných 1200 °C.
Pokud poklesne tlak v primárním okruhu pod 6 MPa, otevřou se automaticky zpětné ventily hydroakumulátorů – pasivních prvků bezpečnosti, jejichž funkcí je rychlé vypuštění velkého množství roztoku kyseliny borité. Nad hladinou kyseliny borité je stlačený dusík, který po otevření zpětných ventilů vytlačuje obsah zásobníku do potrubí primárního okruhu.
Obtok aktivní zóny
Hlavním problémem při zaplavování aktivní zóny je, že velká část chladiva obtéká kolem aktivní zóny přímo do porušeného potrubí. To je způsobeno tím, že proti průtoku vody do spodní části aktivní zóny působí stoupající sloupec páry, který vzniká při kontaktu chladiva s přehřátým palivem a dalšími povrchy. Velká část chladiva je proto unášena porušeným potrubím z reaktoru ven, aniž by se dotkla aktivní zóny.
Posléze se zapojují čerpadla nízkotlakého havarijního systému chlazení dodávající velké objemy vody. Jedná se o aktivní systém, který slouží k dlouhodobému odvodu zbytkového tepla. Poté, co tlak poklesne pod hodnotu 1 MPa (výtlak nízkotlakých čerpadel), zvýší se podstatně dodávka vody do reaktoru. Až nízkotlaký systém dochlazování je schopný znovu zaplavit obnaženou aktivní zónu a odvádět zbytkové teplo. Ochlazení palivových článků je zpočátku zdlouhavější, jelikož palivové články jsou přehřáté (Leidenfrostova teplota) a při kontaktu s vodou se na jejich povrchu tvoří tenká vrstva páry, která brání plnému přestupu tepla. Až po ochlazení pod tuto teplotu je možné úplné smáčení povrchů a tím je umožněno i lepší chlazení.
Odvod zbytkového tepla
Když se v jímce reaktorové budovy nahromadí dostatečné množství vody a tlak reaktoru dále poklesne, je zapojen systém zbytkového odvodu tepla. Fáze dlouhodobého dochlazování může trvat několik měsíců až let, podle závažnosti havárie.
V našich elektrárnách jsou systémy havarijního chlazení tvořeny čtyřmi hydroakumulátory, celkový objem zásobníku je 60 m3, obsahují 50 m3 borované vody a koncentrace bóru je 16 g/kg. Veškeré aktivní systémy jsou na sobě nezávislé a zálohované 3×100% – tzn. že každý z nich je schopný uchladit aktivní zónu sám. Pro případ ztráty elektrického napájení jsou elektrárny vybaveny náhradními zdroji elektrické energie. Každý blok má k dispozici 3 dieselgenerátory, z nichž každý je schopen vytvořit podmínky pro bezpečné odstavení, dochlazení a udržení reaktoru v podkritickém stavu (také zálohování 3×100%).
Zkušenosti z havárií (Fukušima, TMI) ukazují, že pokud se nepodaří trvale zajistit odvod zbytkového tepla, nutně dochází k procesům, které vedou k tavení paliva a k uvolnění štěpných produktů – tavení paliva, tavení reaktorové nádoby, interakce taveniny s betonem, produkce vodíku, nahromadění výbušné směsi a růst tlaku a teploty v ochranné obálce.
Vznikající vodík a tavení aktivní zóny
S postupným vzrůstem teploty vzrůstá rychlost reakce vody se zirkoniovým pokrytím (Zr+H2O→ZrO2+H2+teplo) v jejímž důsledku dochází ke křehnutí pokrytí palivových proutků, tvorbě vodíku a k produkci dalšího tepla. Jak je známo, směs vodíku a kyslíku tvoří třaskavou směs, ale to až po překročení koncentrace 8 %. Dalšími zdroji vodíku je radiolýza vody (rozklad silnou radiací) a interakce roztaveného paliva s betonem. K zabránění hoření či exploze vodíku uniklého do ochranné obálky se využívají rekombinátory vodíku. Tyto zachytávají vodík a následně katalyzují reakci slučování kyslíku a vodíku za vzniku vodní páry a tepla a udržují koncentraci vodíku v kontejnmentu pod hranicí 2 %.
Tavení paliva a reaktorové nádoby je velice závažná událost a proto návrhy nových jaderných elektráren počítají s tzv. lapačem aktivní zóny. Ten by měl sloužit k zachytávání žhavého koria, jeho uvedení do podkritického stavu a následnému dochlazování. Tento bezpečnostní prvek přichází na řadu až po selhání jiných bezpečnostních prvků. Pokud by vás tento prvek zajímal více, podívejte se na tento odkaz.
Obecně je tavení aktivní zóny složitý proces, který závisí na mnoha aspektech havárie. Blíže se tomuto problému prozatím nebudeme věnovat.
Vývojové tendence jsou různé, obecně se ale zvyšují nároky na bezpečnost a posiluje se úloha pasivních bezpečnostních prvků. V nových projektech elektráren se prosazují plnotlaké obálky s dvojitým pláštěm a se schopností chlazení obálky přirozenou konvekcí (AP1000), využívání rozdílu tlaků, zdokonaluje se systém havarijního chlazení a zvětšuje se zásoba vody nad aktivní zónou (při prasknutí potrubí dojde samovolně k zásobování oblasti reaktoru vodou díky gravitaci).
Pokud dojde k maximální projektové havárii, nedojde k většímu úniku radioaktivních látek, než při normálním provozu. Pochopitelně nelze nikdy zcela vyloučit havárii s tavením paliva, je však obtížné si představit, jaké závažné okolnosti by k takovéto havárii vedly.
Zdroje:
Prof. Ing. Bedřich Heřmanský, CSc.: Bezpečnost jaderných elektráren
www.cez.cz
www.3pol.cz
www.sujb.cz
theenergycollective.com
bellona.org
