У свим нуклеарним реакторима, енергија се производи унутар горива ланчаном реакцијом фисије језгара његових атома. Најчешће нуклеарно гориво је уранијум-235. Свака фисија дели атом горива на два нова атома производа фисије и такође избацује неутроне из свог језгра који изазивају даље фисије атома. Већина енергије ослобођене фисијом се односи на продукте фисије, а заузврат се претвара у топлотну енергију у суседним атомима горива док заустављају ове брзо покретне производе фисије и апсорбују њихово зрачење. Неутрони носе око 3% енергије фисије.

Течно или гасовито расхладно средство спречава да се језгро реактора превише загреје, које такође производи пару (директно или индиректно) за погон турбине. Материјали који апсорбују неутроне су уграђени у контролне шипке, које се могу померати у и из шупљина у језгру реактора како би се контролисала брзина реакције фисије до оне коју жели оператер електране. У реакторима са водом под притиском, апсорбујући материјали се могу ставити у систем расхладног средства реактора преко растворљивих апсорбера.

Већина производа фисије је нестабилна, а самим тим и радиоактивна. Они се распадају, ослобађајући зрачење типа и брзином карактеристичном за сваки елемент фисионог производа, као и нови ћерки производ који такође може бити радиоактиван. Ова секвенца распада се наставља све док коначно не резултира ћерким производима који су стабилни (не радиоактивни). Остали радиоактивни производи се формирају у реактору апсорпцијом неутрона у језгру атома нефисионих материјала, као што је уранијум-238, и структурних материјала, као што су вођице, носачи и омоти горива.

У реакторима који раде већ неко време, распад продуката фисије и стварање нових фисионих продуката достиже блиску равнотежу. У овом тренутку, зрачење и резултирајућа производња енергије распадом радиоактивних производа је скоро десетина свега произведеног у реактору.

Управо ова велика количина радиоактивног материјала ствара ризике који су специфични за нуклеарне електране. У условима рада, већина ових радиоактивних материјала се понаша као чврста материја, али се неки понашају као гасови, или постају испарљиви на високој температури у реактору. Неки од ових радиоактивних материјала могу се лако апсорбовати у живе организме и имати значајан утицај на биолошке процесе. Стога су опасни ако се испусте или распрше у животну средину.

Типови и карактеристике нуклеарних станица

Термални реактори користе материјале тзв модератори да успори брзе неутроне произведене фисијом тако да их могу лакше ухватити фисијски атоми уранијума-235. Обична вода се често користи као модератор. Други коришћени модератори су графит и деутеријум, изотоп водоника, који се користи у облику деутеријум оксида - тешке воде. Обична вода је углавном водоник оксид и садржи мали удео (0.015%) тешке воде.

Топлота се уклања из горива помоћу расхладне течности, која директно или индиректно производи пару за погон турбине, а која такође контролише температуру језгра реактора, спречавајући да се превише загреје и оштети гориво или конструкцијске материјале. Расхладна средства у уобичајеној употреби у термичким реакторима укључују обичну воду, тешку воду и угљен-диоксид. Вода има добре карактеристике преноса топлоте (висока специфична топлота, низак вискозитет, лако се пумпа) и најчешће је расхладно средство које се користи у нуклеарним електранама. Хлађење језгра реактора водом под притиском или кључалом омогућава високу густину снаге језгра тако да се велике енергетске јединице могу уградити у релативно мале реакторске посуде. Међутим, систем расхладне течности реактора који користи воду мора да ради под високим притиском да би постигао корисне притиске и температуре паре за ефикасан рад парне турбине-генератора. Интегритет границе система за хлађење реактора је стога веома важан за све водено хлађене нуклеарне електране, јер представља баријеру која штити безбедност радника, јавности и животне средине.

Гориво у свим енергетским реакторима хлађеним водом, и већини других реактора, је керамички уранијум диоксид, обложен металом - нерђајући челик или легура цирконијума. Синтеровани уранијум диоксид обезбеђује незапаљиво гориво које може да ради током дужег периода и да задржи своје производе фисије на високим температурама без значајног изобличења или квара. Једини оперативни термоенергетски реактори који користе гориво осим уранијум-диоксида су Магнок станице (које су хлађене угљен-диоксидом), и оне се постепено повлаче из употребе како дођу до краја свог радног века.

Материјали који апсорбују неутроне (као што су бор, кадмијум, хафнијум и гадолинијум) који се користе у различитим облицима, као што су контролне шипке обложене челиком или у раствору у расхладним течностима или модераторима, могу да се померају у и из језгра реактора да би се контролисало стопа реакције фисије на било ком одређеном нивоу. За разлику од производње енергије из фосилних горива, није потребно повећање количине горива да би се повећао ниво снаге произведен у ланчаној реакцији фисије.

Када се покрене повећање стопе производње енергије фисије, оно ће се наставити све док се не заустави убацивањем у језгро одговарајуће количине материјала који апсорбују неутроне и модератора. Овакво повећање снаге је узроковано вишком неутрона у ланчаној реакцији фисије у односу на оно што је потребно само за ланчану реакцију рентабилности. Због тога се брзина фисије и резултујућа производња енергије могу веома осетљиво контролисати додавањем или уклањањем веома малих количина материјала који апсорбују неутроне. Ако је потребно нагло смањење нивоа снаге, релативно велика количина материјала који апсорбује неутроне се убризгава у језгро. Сваки концепт реактора има своју сопствену карактеристику реактивности која одређује дизајн уређаја за контролу и искључивање неутрона који апсорбују неутроне како би се осигурала ефикасна контрола снаге и безбедно и брзо гашење када је потребно. Међутим, исти основни принципи контроле и безбедности важе за све.

Главни типови термоенергетских реактора који су данас у употреби су илустровани на слици 1, а главне карактеристике су дате у табели 1. У поједностављеним илустрацијама на слици 1, приказани су бетонски штитови који окружују реакторе и системе примарног расхладног средства. Штитови, који се састоје од различитих дизајна, генерално обезбеђују и заштиту од директног зрачења из реактора и такође обезбеђују задржавање било каквог цурења из система за хлађење реактора или модератора, и генерално су дизајнирани да издрже значајне притиске који би могли резултирати у случају велики квар система расхладне течности.

Слика 1. Типови нуклеарних електрана

Табела 1. Карактеристике нуклеарне електране (1997.)

У реактор воде под притиском (ПВР) електрана, примарни расхладни флуид реактора и модератор су исти — пречишћена обична вода, која је одвојена од секундарног круга напојне воде/паре металном границом у генераторима паре (понекад се називају котлови), кроз које се топлота преноси проводљивошћу. Пара која се доводи у турбински генератор стога није радиоактивна, а постројење парних турбина може да ради као конвенционална електрана. Пошто водоник у води примарног расхладног средства/модератора апсорбује значајан део неутрона, неопходно је обогатити садржај фисивног уранијум-235 изотопа горива на између 2% и 5% да би се одржала практична ланчана реакција за дугорочну производњу енергије.

У свим оперативним нуклеарним електранама са реактори са тешком водом под притиском (ПХВР), модератор реактора и примарни расхладни флуид је тешка вода са веома високим садржајем изотопског деутеријума (>99%). У ЦАНДУ ПХВР, који чини скоро све оперативне ПХВР-ове, модератор је одвојен од примарне расхладне течности и одржава се на релативно ниској температури и притиску, што пружа погодно окружење за лоцирање инструмената за праћење и контролу, као и уграђену могућност резервног хлађења у случају квара цевовода примарне расхладне течности. Гориво и примарни расхладни флуид у ЦАНДУ-у су у хоризонталним цевима под притиском у језгру реактора. Као и код ПВР, примарни расхладни флуид и секундарни круг напојне воде/паре су у парним генераторима одвојени металном границом, преко које се топлота преноси са примарне тешке воде на обични систем водене паре и напојне воде. Пара која се доводи у турбинско генераторско постројење је стога обична водена пара, а не радиоактивна (осим малих количина због цурења), а турбинско-генераторско постројење може радити као конвенционална термоелектрана. Модератор тешке воде и расхладна течност апсорбују само веома мали део неутрона насталих током фисије, омогућавајући практичну ланчану реакцију за дугорочну производњу енергије коришћењем природног уранијума (0.071% уранијума-235). Постојећи ПХВР могу да раде са благо обогаћеним уранијум-235 горивом, што резултира пропорционално већом укупном екстракцијом енергије из горива.

У реактор са кључалом водом (БВР) нуклеарне електране, примарна расхладна вода се делимично испарава у самом језгру реактора, а пара која се ту ствара се доводи директно у турбински генератор. Радни притисак у реактору је нижи од оног у ПВР-има, али је притисак паре који се доводи у турбину сличан. Пара која се доводи у турбину је благо радиоактивна, што захтева неке мере предострожности због потенцијалне контаминације ниског нивоа система турбине/напојне воде. Међутим, ово се није показало као важан фактор у раду и одржавању БВР-а. У БВР-овима на контролу снаге реактора утиче количина паре у језгру, а то се мора надокнадити одговарајућом контролом брзине протока расхладне течности или убацивања реактивности како се ниво снаге реактора мења.

Магнок реактори, такође познат као гасно хлађени реактори (ГЛР), напајају се природним металним уранијумом обложеним магнезијумом. Хладе се угљен-диоксидом при скромном притиску, али стварају пару релативно високе температуре, што даје добру термичку ефикасност. Имају велика језгра са малом густином снаге, тако да су посуде под притиском, које такође делују као једине структуре за задржавање, такође велике. Посуде под притиском у раним Магнок реакторима биле су челичне. У каснијим Магнок реакторима, преднапрегнута бетонска посуда је садржала и језгро реактора и измењиваче топлоте за подизање паре.

Напредни гасно хлађени реактори (АГР) користити гориво обогаћено уранијум оксидом (2.3% У-235). Хлађени су угљен-диоксидом под већим притиском од Магнок реактора и имају побољшани пренос топлоте и термичку ефикасност. Већа густина снаге језгра у АГР у поређењу са Магнок реакторима омогућава да АГР реактор буде мањи и моћнији. Преднапрегнута бетонска посуда под притиском, која садржи и језгро реактора и измењиваче топлоте за подизање паре, такође делује као заштитна структура.

Графитни реактори са лаком водом (ЛВГР) представљају хибрид различитих нуклеарних енергетских система. Једине електране овог типа које данас раде су реактори РБМК који се налазе у бившем Совјетском Савезу, односно у Русији, Украјини и Литванији. У РБМК реакторима обична водена расхладна течност тече нагоре кроз вертикалне канале (цеви) за расхладну течност у којима се налази гориво и кључа унутар језгра. Пара произведена у језгру се доводи директно у турбински генератор као у БВР. Графитни модератор који окружује канале расхладне течности ради на температури која је довољно већа од температуре расхладне течности тако да се топлота која се ствара у графиту модерацијом неутрона уклања каналима расхладне течности. РБМК реактори су велики и имају много канала за расхладну течност (>1,500).

Брзи реактори (ФБР) захтевају обогаћивање фисионог материјала у распону од 20% и могу да одрже ланчану реакцију фисије првенствено апсорбујући брзе неутроне произведене у процесу фисије. Овим реакторима није потребан модератор да би успорио неутроне, и могу користити вишак неутрона за узгој плутонијума-239, потенцијалног горива за реакторе. Они могу произвести више горива него што троше. Док је један број ових реактора изграђен за производњу електричне енергије у девет земаља широм света, техничке и практичне потешкоће у вези са употребом течних металних расхладних течности (натријум) и веома високе стопе топлоте изазвале су опадање интересовања. Сада их има само три или четири релативно мала брзи реактори са течним металом (ЛМФБР) у служби као произвођачи електричне енергије у свету, производећи укупно мање од 1,000 мегавата електричне енергије (МВе), и постепено се гасе. Технологија реактора за размножавање је, међутим, значајно развијена и документована за будућу употребу, ако то икада буде потребно.

Гориво и руковање горивом

Процес који почиње ископавањем руде која садржи уранијум и завршава се коначним одлагањем искоришћеног горива и свих отпадака прераде горива обично се назива циклус нуклеарног горива. Постоји много варијација у циклусима горива, у зависности од типа укљученог реактора и дизајна аранжмана за уклањање топлоте у језгру реактора.

Основни ПВР и БВР циклуси горива су скоро идентични, разликују се само у нивоима обогаћивања и детаљном дизајну горивних елемената. Кораци који су укључени, обично на различитим локацијама и објектима, су:

• вађење и млевење уранијума за производњу жутог колача (У₃О8)
• конверзија уранијума у ​​уранијум хексафлуорид (УФ₆)
• обогаћивање
• производња горива, која укључује конверзију уранијума у ​​уранијум диоксид (УО₂), производња горивих пелета, производња горивих шипки у дужинама једнаким висини језгра реактора и производња горивих склопова који садрже око 200 горивих шипки по склопу у квадратном низу
• постављање и рад у нуклеарној електрани
• било поновну обраду или привремено складиштење
• отпрема коришћеног горива или отпада од обогаћивања у федерално/централно складиште
• евентуално одлагање, које је још у фази развоја.

Мере предострожности су потребне током ових процеса како би се осигурало да количина обогаћеног горива на било којој локацији буде мања од оне која би могла да доведе до значајне ланчане реакције фисије, осим, ​​наравно, у реактору. Ово доводи до ограничења простора материјала у производњи, транспорту и складиштењу.

Насупрот томе, ЦАНДУ реактор користи природни уранијум и има једноставан циклус горива од ископавања руде до одлагања горива, који не укључује кораке који су укључени у обезбеђивање обогаћивања и поновне обраде. Гориво за ЦАНДУ се производи полуаутоматски у округлим сноповима дугим пола метра од 28 или 37 горивих шипки које садрже УО₂ пелети. Не постоје просторна ограничења у производњи горива од природног уранијума, транспорту или складиштењу новог или коришћеног горива. Имобилизација и одлагање искоришћеног ЦАНДУ горива је у развоју већ 17 година у Канади и тренутно је у фази одобравања концепта.

У свим погонским енергетским реакторима, са изузетком типа Магнок, основна компонента реакторског горива је цилиндрични пелет горива, састављен од уранијум диоксида (УО₂) прах који се сабија и затим синтерује да би се постигла потребна густина и керамичке карактеристике. Ове синтероване пелете, које су запечаћене у бешавне цеви од легуре цирконијума или нерђајућег челика за производњу горивне шипке или елементи, су хемијски инертни у односу на своју облогу при нормалним температурама и притисцима реактора. Чак и ако је облога оштећена или разбијена и расхладна течност дође у контакт са УО₂, овај керамички материјал задржава већину радиоактивних фисионих продуката и отпоран је на пропадање узроковано водом високе температуре.

Магнок реактори користе природно гориво од метала уранијума обложено магнезијумом и успешно раде на релативно високим температурама, јер расхладна течност, угљен-диоксид, не реагује са овим металима у сувим условима.

Основни циљ дизајна горивих шипки у нуклеарном реактору је да се топлота фисије која се ствара у гориву пренесе на расхладно средство, уз одржавање интегритета горивих шипки чак и под најтежим пролазним условима. За све реакторе који раде, опсежна тестирања симулираног горива у лабораторијама за пренос топлоте показала су да се предвиђени максимални пролазни топлотни процес у реактору може задовољити са адекватним сигурносним маргинама помоћу специфичног горива дизајнираног и лиценцираног за примену.

Ново гориво које се испоручује из фабрике за производњу у електрану није значајно радиоактивно и може се руковати ручно или ручним алатима за дизање/руковање, без заштите. Типично склоп горива за ПВР или БВР реактор је квадратни низ од око 200 горивих шипки, дужине око 4 м, тежине око 450 кг. Око 200 ових склопова је потребно у великом ПВР или БВР реактору. Гориво се манипулише мостном дизалицом и поставља у вертикалне регале на сувом у новом складишту горива. Да би се уградило ново гориво у реактор са лаком водом у раду, као што је ПВР или БВР, све операције се изводе под довољном дубином воде како би се обезбедила заштита за све изнад реактора. Поклопац реакторске посуде са прирубницом мора се прво уклонити и део употребљеног горива извадити (обично једна трећина до половина језгра реактора), помоћу мостне дизалице и лифтова за руковање горивом.

Искоришћено гориво се ставља у резервоаре напуњене водом. Други коришћени горивни склопови у језгру могу се преуредити у положај (генерално померени ка центру језгра), да би се обликовала производња енергије у реактору. Нови склопови за гориво се затим уграђују на сва слободна места за гориво. За пуњење већег реактора може бити потребно од 2 до 6 недеља, у зависности од радне снаге и количине горива које треба заменити.

ЦАНДУ реактор и неки гасно хлађени реактори се напајају на струју помоћу опреме на даљинско управљање која уклања коришћено гориво и уграђује нове гориве елементе или снопове. У случају ЦАНДУ-а, гориво су пола метра дуги снопови горивих шипки, пречника приближно 10 цм и тежине око 24 кг. Гориво се прима од произвођача у картонским кутијама за паковање и складишти у одређеном простору за складиштење новог горива, спремно за пуњење у реактор. Гориво се обично убацује у радни реактор на дневној бази како би се одржала реактивност реактора. У великом ЦАНДУ реактору, 12 снопова дневно је типична стопа пуњења горива. Пакети се ручно утоварују на уређај за пуњење новог горива који заузврат утоварује снопове у машина за пуњење горива којим се даљински управља из контролне собе станице. Да би се у реактор убацило ново гориво, две машине за пуњење горива на даљинско управљање се управљају даљинским управљањем и спајају на крајеве хоризонталног канала за гориво да би се пунило горивом. Канал отварају машине за пуњење горива на оба краја док је систем за хлађење на радном притиску и температури, а ново гориво се гура на једном крају, а искоришћено гориво се повлачи са другог краја канала. Када се инсталира потребан број снопова горива, заптивке канала се поново постављају од стране машине за допуну горива, а машине за допуњавање горива могу наставити да допуњавају други канал или да испуштају употребљено гориво у резервоар за складиштење искоришћеног горива напуњен водом. .

Искоришћено гориво које се испушта из свих оперативних реактора је веома радиоактивно и захтева хлађење да би се спречило прегревање, и заштиту да би се спречило директно зрачење било којих осетљивих живих организама или опреме у близини. Уобичајена процедура је да се искоришћено гориво испусти у базен за складиштење воде са најмање 4 м покривености воде преко горива ради заштите. Ово омогућава безбедно посматрање горива кроз воду и приступ за премештање под водом на место за дуготрајније складиштење.

Годину дана након испуштања из реактора, укупна радиоактивност и производња топлоте из коришћеног горива ће се смањити на око 1% своје почетне вредности при пражњењу, а у року од 10 година на око 0.1% почетне вредности при пражњењу. Након отприлике 5 до 10 година од испуштања, производња топлоте је опала до те мере да је могуће уклонити гориво из воденог базена и складиштити га у сувом облику у контејнеру са само природном циркулацијом ваздуха око резервоара за гориво. Међутим, он је и даље прилично радиоактиван, а заштита његовог директног зрачења је потребна дуги низ деценија. Спречавање гутања горивног материјала од стране живих организама је потребно на много дужи период.

Стварно одлагање искоришћеног горива из енергетских реактора је још увек у фази развоја и одобрења. Одлагање искоришћеног горива из енергетских реактора у различитим геолошким структурама се интензивно проучава у великом броју земаља, али још увек није одобрено нигде у свету. Концепт складиштења дубоко под земљом у стабилним стенским структурама је сада у процесу одобравања у Канади као сигуран и практичан метод коначног одлагања овог високо радиоактивног отпада. Међутим, предвиђа се да чак и уз одобрење концепта до 2000. године, стварно одлагање искоришћеног горива неће се десити до 2025. године.

Операције у фабрици

У све 33 земље са нуклеарно-енергетским програмима постоје регулаторна тела која успостављају и спроводе безбедносне прописе у вези са радом нуклеарних објеката. Међутим, генерално се сматра да је електропривреда која поседује и управља нуклеарним енергетским постројењима одговорна и одговорна за безбедан рад својих нуклеарних електрана. Улога оператера је заправо задатак управљања прикупљањем информација, планирањем и доношењем одлука, и само повремено укључује активнију контролу када је рутински рад поремећен. Оператер није примарни заштитни систем.

Све модерне нуклеарне електране имају високо поуздане аутоматске, веома брзе системе управљања и безбедности који континуирано штите реактор и друге компоненте постројења и који су генерално пројектовани да буду безбедни од квара у случају губитка струје. Од оператера се не очекује да дуплира или замени ове системе аутоматске контроле и заштите. Оператер, међутим, мора бити у стању да искључи реактор скоро тренутно ако је потребно, и треба да буде способан да препозна и реагује на било који аспект рада постројења, чиме се повећава разноликост заштите. Оператеру је потребна способност да разуме, дијагностикује и предвиди развој целокупне ситуације из велике количине података које обезбеђују аутоматски системи података и информација.

Од оператера се очекује да:

• разумеју који су нормални услови у свим системима релевантним за тренутни укупни статус постројења
• препознају, уз помоћ аутоматских система или посебних уређаја за праћење, када се појаве абнормални услови и њихов значај
• знају како да правилно реагују да би се постројење вратило у нормалан рад, или да се постројење доведе у стање безбедног гашења.

Колико добро оператер то може да уради зависи од дизајна машине, као и од способности и обуке руковаоца.

Свака нуклеарна електрана мора имати компетентне, стабилне и добро обучене оператере на дужности у сваком тренутку. Потенцијални нуклеарни оператери пролазе кроз свеобухватан програм обуке, који обично укључује обуку у учионици и на радном месту у области науке, опреме и енергетских система, заштите од зрачења и оперативних политика и принципа. Симулатори за обуку се увек користе у раду нуклеарних електрана у САД како би оператеру пружили практично искуство у раду постројења, током поремећаја и у необичним условима. Интерфејс између оператера и електроенергетског система је преко инструментације контролне собе. Добро дизајнирани инструментациони системи могу побољшати разумевање и правилну реакцију оператера.

Уобичајено је да се именује кључно оперативно особље за нуклеарну електрану док је још у изградњи, тако да они могу да саветују са оперативне тачке гледишта и могу да окупе особље које ће пустити у рад и управљати станицом. Они такође припремају свеобухватан сет оперативних процедура пре него што станица буде пуштена у рад и пуштена у рад. Стручњаци за пројектовање и регулаторно особље проверавају ове процедуре у погледу доследности намере дизајна и оперативних пракси.

Од особља се очекује да системски и ригорозно управља станицом у складу са оперативним процедурама и овлашћењима за рад. Оперативно особље континуирано ради на обезбеђивању јавне безбедности спровођењем свеобухватног програма тестирања и праћења безбедносних система и заштитних баријера, и одржавањем способности да се носи са било којим хитним случајем у постројењу. Тамо где ће оператери можда морати да предузму мере као одговор на промену стања постројења, постоје писане, систематске процедуре које ће их водити и пружити детаљне информације потребне за контролу постројења. Такве процедуре разматрају станице и регулаторни комитети за безбедност.

Добро осмишљен програм управљања безбедношћу рада укључује:

• детаљно познавање области критичних за безбедност
• стандарде или циљеве који дефинишу прихватљиве перформансе
• програм за праћење учинка, реаговање на проблеме и извештавање о резултатима
• програм прегледа искуства како би се утврдили трендови, степен усклађености са стандардима и узрок било каквог неприхватљивог или погоршаног учинка
• средство за процену утицаја предложених промена хардвера или оперативних процедура и имплементацију промена у складу са прихваћеним стандардом.

Поред процедура за нормалан рад, у свакој нуклеарној електрани постоји систем за извештавање о догађајима за истраживање и документовање свих кварова и пропадања опреме, недостатака у пројектовању или конструкцији и грешака у раду откривених системима за праћење или редовним тестовима и инспекцијама. Основни узрок сваког догађаја се утврђује како би се развила одговарајућа корективна или превентивна акција. Извештаје о догађајима, укључујући резултате анализе и препоруке, прегледају руководство станице и стручњаци за безбедност и људске факторе, који се обично налазе ван локације станице.

Систем за извештавање о инцидентима Међународне агенције за атомску енергију (ИАЕА) функционише широм света како би допунио националне системе и обезбедио да се информације деле међу свим земљама учесницама. Светско удружење нуклеарних оператера (ВАНО) такође обезбеђује детаљну размену информација на оперативном нивоу.

Нуклеарни реактори и сви њихови помоћни и сигурносни системи се одржавају и тестирају у складу са захтевима осигурања квалитета у планираним интервалима, како би се осигурала поузданост током њиховог радног века. Поред аутоматског праћења, постоје систематски ручни тестови и истраге за доказе оштећења или отказа система опреме. То укључује редован надзор терена, превентивно одржавање, периодична испитивања и проучавање промена у условима постројења.

За процесне и безбедносне системе постављени су веома захтевни циљеви учинка како би ризик за јавност и особље станице био прихватљиво мали. За процесне системе, који активно раде док се електрична енергија производи, стопе отказа се упоређују са циљевима перформанси, што може резултирати променама у дизајну где су перформансе испод стандарда. Сигурносним системима је потребан другачији приступ, јер они почињу да раде само ако процесни системи закажу. Свеобухватни програми тестирања прате ове системе и њихове компоненте, а резултати се користе да би се утврдило колико времена би сваки од њих вероватно био ван употребе. Укупна количина времена за које се рачуна да сигурносни системи не раде упоређује се са веома високим стандардом перформанси. Ако се открије недостатак у сигурносном систему, он се одмах отклања или се реактор гаси.

Постоје и опсежни тестови и програми одржавања током периодичних планираних искључивања. На пример, све посуде под притиском, компоненте и њихови завари се систематски прегледају недеструктивним методама у складу са прописима о безбедности.

Безбедносни принципи и сродне карактеристике безбедносног дизајна

Постоје четири аспекта ланчане реакције фисије који би могли бити опасни и који се не могу одвојити од употребе нуклеарне енергије за производњу електричне енергије, те стога захтевају мере безбедности:

1. Фисија доводи до јонизујућег зрачења, које захтева заштиту од директног излагања зрачењу.
2. Стварају се високорадиоактивни производи фисије, који захтевају чврста кућишта да би се спречила контаминација спољашње средине и могуће гутање.
3. Ланчана реакција фисије је динамичан процес који захтева континуирану контролу.
4. Производња топлоте се не може тренутно зауставити, јер радиоактивни распад наставља да производи топлоту након што се ланчана реакција фисије заврши, што захтева дуготрајно хлађење.

Безбедносни захтеви које ове карактеристике захтевају представљају главне разлике у безбедносној опреми и оперативној стратегији у нуклеарној станици у поређењу са онима у станици за производњу енергије која користи фосилно гориво. Начин на који су ови безбедносни захтеви испуњени разликује се за различите типове нуклеарних станица, али основни принципи безбедности су исти у свим нуклеарним станицама.

Током поступка лиценцирања, свако нуклеарно постројење мора доказати да ће испуштања радиоактивних твари бити мања од прописаних регулаторних граница, како у нормалним условима рада, тако иу случају кварова или удеса. Приоритет је спречавање кварова, а не једноставно ублажавање њихових последица, али дизајн мора бити способан да се носи са кваровима ако се, упркос свим мерама предострожности, догоде. Ово захтева највиши степен обезбеђења и контроле квалитета, који се примењује на сву опрему, грађевинске функције и операције. Инхерентне безбедносне карактеристике и пројектоване безбедносне мере су дизајниране да спрече и контролишу несреће и задрже и минимизирају испуштање радиоактивних материјала.

Конкретно, производња топлоте и капацитет хлађења морају бити усклађени у сваком тренутку. Током рада, топлота се уклања из реактора помоћу расхладне течности, која се пумпа кроз цевоводе повезане са реактором и тече преко површине омотача горива. У случају нестанка струје пумпи или изненадног квара прикључног цевовода, хлађење горива би се прекинуло, што би могло да доведе до наглог пораста температуре горива, могућег квара омотача горива и испадања горива. радиоактивног материјала из горива у реакторски суд. Брзо заустављање ланчане реакције фисије, подржано могућим активирањем система за хлађење у стању приправности или хитног хлађења, спречило би оштећење горива. Ове мере безбедности су обезбеђене у свим нуклеарним станицама.

Чак и када је реактор угашен, губитак хлађења и неуспјех могућности хлађења у стању приправности или хитног хлађења може довести до прегријавања горива због континуираног распадања производа фисије, производње топлоте у гориву, као што је приказано на слици 2. Док је распад топлота је само 1% или 2% производње топлоте пуне снаге, ако се не уклони, температура горива би могла да достигне нивое квара у року од неколико минута након потпуног губитка хлађења. Принцип сигурносног пројектовања нуклеарних електрана захтева да се све околности које могу довести до прегревања горива, оштећења и ослобађања радиоактивних материјала из горива пажљиво процене и спрече пројектованим контролним и заштитним системима.

Слика 2. Топлота распада након гашења реактора

Да би се заштитила нуклеарна електрана, постоје три врсте безбедносних карактеристика: инхерентне карактеристике, пасивни системи и активни системи. Они се користе у различитим комбинацијама у раду нуклеарних станица.

Инхерентне безбедносне карактеристике искористити законе природе да би електрана била безбедна. Постоје инхерентне сигурносне карактеристике неких нуклеарних горива тако да, како њихова температура расте, брзина ланчане реакције фисије се успорава. Постоје инхерентне сигурносне карактеристике код неких дизајна система за хлађење у којима ће расхладна течност циркулисати преко горива природном циркулацијом како би се адекватно уклонила распаднута топлота без рада пумпи. У већини металних конструкција постоје инхерентне сигурносне карактеристике које резултирају попуштањем или истезањем под великим оптерећењима, а не пуцањем или кваром.

Пасивне безбедносне карактеристике укључују подизање растерећених вентила (гравитације) притиском течности која се ослобађа, или коришћење ускладиштене енергије у системима за хитно убризгавање расхладне течности, или у неким посудама за задржавање које су пројектоване да прихвате енергију услед квара цевовода системи и накнадна топлота распадања.

Системи активне безбедности укључују све системе који захтевају сигнале за активирање и напајање неког облика. Активни системи генерално могу контролисати шири спектар околности од инхерентних и пасивних система и могу се тестирати без ограничења током рада реактора.

Безбедносни дизајн нуклеарних електрана заснива се на одабраној комбинацији инхерентних, пасивних и активних система како би се испунили регулаторни безбедносни захтеви јурисдикције у којој се нуклеарна станица налази. Висок степен аутоматизације у системима везаним за безбедност је неопходан да би се оперативно особље, колико год је то могуће, ослободило потребе за брзим доношењем одлука и радњи под стресом. Системи нуклеарних реактора су дизајнирани да се аутоматски прилагоде променама у траженој излазној снази, и генерално промене су постепене. Посебно је важно да системи који се односе на безбедност буду стално способни да реагују брзо, ефикасно и поуздано када је то потребно. Да би испунили овај висок ниво перформанси, ови системи морају бити у складу са највишим критеријумима осигурања квалитета и бити дизајнирани према добро утврђеним принципима сигурносног дизајна редундантности, разноликости и физичког раздвајања.

Сувишност је обезбеђивање више компоненти или подсистема него што је потребно само да би систем функционисао – на пример, обезбеђивање три или четири компоненте где су само две потребне да би систем функционисао како треба.

разноврсност је обезбеђивање два или више система који су засновани на различитим дизајнерским или функционалним принципима за обављање исте безбедносне функције.

Физичко одвајање компоненти или система који су пројектовани да обављају исту безбедносну функцију, обезбеђује заштиту од локалних оштећења која би иначе могла да угрозе перформансе безбедносних система.

Важна илустрација примене ових принципа сигурносног пројектовања је у снабдевању електричном енергијом у нуклеарним станицама, које се заснива на више од једне везе са главним електроенергетским системом, уз подршку неколико дизел мотора са аутоматским покретањем и/или турбина са сагоревањем. , и од стране батерија и мотор-генераторских агрегата како би се обезбедило поуздано снабдевање електричном енергијом виталних безбедносних система.

Основна превентивна мера против испуштања радиоактивних материјала из нуклеарне станице је у принципу врло једноставна: низ непропусних баријера између радиоактивних материјала и околине, како би се обезбедила заштита од директног зрачења и задржавање радиоактивних материјала. Најдубља баријера је само керамичко или метално гориво, које везује већину радиоактивних материјала унутар своје матрице. Друга препрека је непропусна облога отпорна на корозију. Трећа баријера је примарна граница система расхладне течности која носи притисак. Коначно, већина нуклеарних енергетских система је затворена у заштитну структуру отпорну на притисак која је дизајнирана да издржи квар највећег система цевовода унутар и да садржи све радиоактивне материјале који се испуштају у заштитни простор.

Основни циљ сигурносног дизајна нуклеарне електране је да се одржи интегритет ових вишеструких баријера кроз дубински приступ одбране који се може окарактерисати са три нивоа безбедносних мера: превентивним, заштитним и мерама ублажавања.

Превентивне мере обухватају: испуњавање највишег нивоа осигурања квалитета током пројектовања, изградње и рада; високо обучени оператери који пролазе периодичну преквалификацију; коришћење инхерентних безбедносних карактеристика; обезбеђивање одговарајућих маргина дизајна; предузимање пажљивог превентивног одржавања, континуирано тестирање и инспекцију и исправљање недостатака; стално праћење; темељне процене безбедности и поновне процене када је то потребно; и процена и узрочна анализа инцидената и грешака, правећи одговарајуће модификације.

Заштитне мере укључују: системе брзог искључивања; брзи аутоматски вентили/системи за смањење притиска; кола за блокирање за заштиту од лажног рада; аутоматско праћење виталних безбедносних функција; и континуирано мерење и контролу нивоа зрачења и радиоактивности ефлуента како не би прелазили дозвољене границе.

Мјере ублажавања обухватају: системе за хлађење реактора у хитним случајевима; високо поуздани системи напојне воде за хитне случајеве; разноврсни и редундантни системи напајања за ванредне ситуације; заштита ради спречавања цурења било каквог радиоактивног материјала из станице, која је пројектована за разне природне и вештачке стресове као што су земљотреси, јаки ветрови, поплаве или налет авиона; и, на крају, планирање у ванредним ситуацијама и управљање удесима, што укључује праћење радијације, информисање надлежних за безбедност и саветовање јавности, контролу контаминације и дистрибуцију материјала за ублажавање утицаја.

Нуклеарна безбедност не зависи само од техничких и научних фактора; људски фактори играју веома важну улогу. Регулаторна контрола обезбеђује независну верификацију свих аспеката безбедности нуклеарних станица. Међутим, нуклеарна безбедност се првенствено не обезбеђује законима и прописима, већ одговорним пројектовањем, радом и управљањем комуналним услугама, што укључује одговарајуће прегледе и одобрења од стране оних са знањем и овлашћењима.

Једина несрећа нуклеарне станице која је имала веома озбиљне последице по јавност догодила се током тестирања способности хлађења у необичној конфигурацији у нуклеарној станици РБМК у Чернобиљу у Украјини 1986. године. У овој тешкој несрећи реактор је уништен и велика количина радиоактивног материјали су побегли у околину. Накнадно је утврђено да реактор није имао адекватан систем гашења и да је био нестабилан при малој снази. Слабости у дизајну, људска грешка и недостатак одговарајућег управљања комуналним предузећима допринели су несрећи. Извршене су модификације на преосталим оперативним РБМК реакторима како би се елиминисале озбиљне слабости у дизајну, а упутства за употребу су побољшана како би се осигурало да се ова несрећна несрећа неће поновити.

Много се научило из несреће РБМК и других мање озбиљних несрећа на нуклеарним станицама (као што је несрећа на острву Три миље у Сједињеним Државама 1978.) и из многих мањих несрећа и инцидената током више од 30 година рада нуклеарне електране. Циљ нуклеарне заједнице је да осигура да ниједан инцидент у нуклеарној електрани не угрози раднике, јавност или животну средину. Блиска сарадња у оквиру програма као што су ИАЕА Системи за извештавање о инцидентима и ВАНО, испитивање индустријских група и регулаторних агенција, и будност власника и оператера нуклеарних станица, чине овај циљ још достижнијим.

Признање: Уредник захваљује Тиму Меадлеру и Институту за уранијум на пружању информација за табелу 1.

Назад