Havárie se ztrátou chladiva
Havárie se ztrátou chladiva (LOCA, Loss of Coolant Accident) je hypotetickou projektovou havárií jaderných elektráren s tlakovodními reaktory. Projekt uvažuje nejzávažnější porušení primárního okruhu a slouží především k hodnocení bezpečnosti bezpečnostními analýzami jaderných elektráren. Tato původně maximální projektová havárie je způsobena prasknutím primárního potrubí. Dle velikosti trhliny se havárie LOCA dělí na LB-LOCA (Large Break LOCA) a SB-LOCA (Small Break LOCA). Při havárii SB-LOCA jsou předpokládané dosažené teploty a doba trvání zahřívání paliva výrazně nižší[1].
Iniciační událostí LB-LOCA je gilotinový řez na studené větvi hlavního primárního potrubí v místech mezi reaktorovou nádobou a hlavním cirkulačním čerpadlem s následným neomezeným oboustranným výtokem chladiva do prostoru ochranné obálky jaderné elektrárny a rychlým odpařováním chladiva[2]. Průběh havárie má ve zjednodušeném modelu, předpokládajícím úspěšný zásah nouzových dochlazovacích systémů, čtyři fáze a vykazuje dva teplotní píky palivového pokrytí.
Průběh havárie[editovat | editovat zdroj]
Odtlakování primárního okruhu (Blow-down)[editovat | editovat zdroj]
Vznik havárie se ztrátou chladiva se uvažuje za normálních provozních podmínek s teplotou palivového pokrytí pohybující se kolem 300 °C až 330 °C. V první fázi havárie dochází k dekompresi a vyprazdňování primárního okruhu. Okamžitě po roztržení potrubí jedné ze studených smyček dochází k úniku chladiva a prudkému poklesu tlaku. Během prvních setin sekundy je pokles tlaku strmý. Z potrubí uniká kapalina o teplotě pod mezí sytosti. Po poklesu teploty vody na mez sytosti v horní komoře reaktoru, dojde ke vzkypění kapaliny. Důsledkem je vznik dvoufázové směsi vody a vodní páry. Tato směs vytéká z potrubí nižší rychlostí a pokles tlaku se zpomalí. Nakonec se tlak ustálí na hodnotě dané hydraulickými poměry v porušeném primárním okruhu přibližně ve 3. fázi havárie. Ihned po iniciační události je zastaveno štěpení z příčiny ztráty moderátoru a pádu regulačních orgánů. Současně se ztrátou chladiva a schopnosti dochlazování se začne ohřívat palivové pokrytí. Dochází k přerozdělení tepelné energie uchované v palivové tabletě, její teplotní profil se zrovnoměrní a palivové pokrytí se zahřívá. Dochází k primárnímu teplotnímu píku, dosahujícím i přes 1000 °C. Snížení teploty palivového pokrytí za prvním píkem je vyvoláno částečným průtokem chladiva při poklesu výkonu na úroveň zbytkového vývinu tepla.
Zaplavení pod spodní okraj aktivní zóny (Refill)[editovat | editovat zdroj]
V druhé fázi havárie LB-LOCA je zahájen proces nouzového dochlazování aktivní zóny pomocí hydroakumulátorů, jejichž zpětné ventily se otevírají po poklesu tlaku. Dochází k opětovnému zaplavení reaktorové nádoby až po spodní okraj aktivní zóny. Chlazení aktivní zóny je nedostačující a palivové články se kvůli zbytkovému vývinu tepla a dlouhodobé stagnaci průtoku chladiva v reaktoru znovu zahřívají. K chlazení obnažené aktivní zóny přispívá pouze proudící pára s unášenými kapkami vody. Dochází ke vzniku krize varu 2. druhu, tj. vysušení teplosměnných povrchů.
Zaplavení aktivní zóny (Reflood)[editovat | editovat zdroj]
Ve třetí fázi LOCA dochází k ustálení tlaku na přibližně konstantní hodnotě, která je nižší, než je tlak ve výtlaku nízkotlakých čerpadel. Nízkotlaký systém zajistí opětovné zaplavení aktivní zóny a trvalý odvod zbytkového tepla z palivových tyčí. Dochází ke smáčení stěny palivového pokrytí, zlepšení odvodu tepla a poklesu teploty palivového pokrytí.
Dlouhodobé dochlazování[editovat | editovat zdroj]
Čtvrtou fází LB-LOCA je zajištění dlouhodobého dochlazování aktivní zóny postupným přechodem ze systému nouzového chlazení na režim přirozené cirkulace. Tato fáze se může prodloužit na dobu několika měsíců až po několik let, v závislosti na stupni vyhoření paliva v reaktoru. Pokud se podaří udržet systém dochlazování v chodu, lze zabránit tavení aktivní zóny a převážná část radioaktivních produktů štěpení zůstává v palivových tabletách.
Bezpečnostní systémy jaderných elektráren s tlakovodními reaktory[editovat | editovat zdroj]
Spolehlivost bezpečnostních systémů je zajišťována výběrem spolehlivého zařízení (kvalitou), zálohováním (redundancí), různorodostí (diverzitou), a fyzickým oddělením (separací). Moderní jaderné elektrárny s tlakovodními reaktory II. generace používají zpravidla zálohování 3x100 %. To znamená, že je systém rozdělen do tří samostatných nezávislých fyzicky oddělených divizí, z nichž každá je schopná plnit požadované bezpečnostní funkce.
Systém havarijního chlazení aktivní zóny[editovat | editovat zdroj]
Vysokotlaký systém havarijního chlazení aktivní zóny[editovat | editovat zdroj]
Vysokotlaký systém havarijního chlazení aktivní zóny slouží pro doplňování malých úniků vody a zajišťuje dodávku chladicího média při ztrátě těsnosti primárního okruhu. Jedná se o aktivní havarijní systém.
Hydroakumulátory[editovat | editovat zdroj]
Hydroakumulátory představují pasivní systém havarijního chlazení. Jsou určeny pro rychlé zaplavení aktivní zóny reaktoru vodou s vysokou koncentrací kyseliny borité. Zpětné ventily hydroakumulátorů se otevírají při poklesu tlaku primárního okruhu na 1,4 až 4,5 MPa.
Nízkotlaký systém havarijního chlazení aktivní zóny[editovat | editovat zdroj]
Nízkotlaký systém havarijního chlazení zajišťuje dochlazování aktivní zóny a dlouhodobý odvod zbytkového tepelného výkonu reaktoru. Výtlak nízkotlakých čerpadel je přibližně 0,7 MPa.
Sprchový systém ochranné obálky[editovat | editovat zdroj]
Zajišťuje snížení tlaku v hermetických prostorech po havárii spojené se ztrátou chladiva a zabraňuje úniku radioaktivních látek do životního prostředí.
Přístup k hodnocení[editovat | editovat zdroj]
Bezpečnost jaderných elektráren je prokazována splněním stanovených kritérií přijatelnosti. Z hlediska vysokoteplotního přechodu při havárii se ztrátou chladiva je stěžejním cílem omezit exotermickou reakci zirkoniové slitiny s vodou, ke které dochází především při vysokých teplotách. Pro aktivní zónu tlakovodních reaktorů byla stanoveny následující specifická kritéria přijatelnosti[4]:
- Maximální vypočtená teplota povlaku palivové tyče nesmí překročit limit 1 204 °C.
- Lokální oxidace povlaku nesmí nikde překročit limit 17 % z celkové tloušťky povlaku před oxidací.
- Množství povlaku palivových proutků, které chemicky zreaguje s vodou nebo s párou, nesmí překročit 1 % z celkového povlaku obklopujícího palivo.
- Aktivní zóna musí zůstat chladitelná v průběhu prasknutí i po něm.
- Teplota AZ se sníží a zbytkové teplo je odváděno po dostatečně dlouhou dobu, což se požaduje z hlediska dlouhodobé radioaktivity, která zůstává v palivu.
Reference[editovat | editovat zdroj]
- ↑ Nuclear fuel behaviour in loss-of-coolant accident (LOCA) conditions : state-of-the-art report.. Paris: Nuclear Energy Agency, Organisation for Economic Co-operation and Development 373 str. s. Dostupné online. ISBN 978-92-64-99091-3, ISBN 92-64-99091-7. OCLC 444479595
- ↑ PAWLUCZYK, Michał; MAZGAJ, Piotr; GURGACZ, Sebastian. Loss of Coolant Accident in Pressurized Water Reactor. Prediction of a 6-inch Cold Leg Break with Relap5 and Cathare 2. Procedia Engineering. 2016, roč. 157, s. 333–340. Dostupné online [cit. 2020-11-24]. DOI 10.1016/j.proeng.2016.08.374. (anglicky)
- ↑ HEŘMANSKÝ, Bedřich. Bezpečnost jaderných zařízení: LOCA a těžké havárie. Praha: [s.n.], 2011.
- ↑ Bezpečnostní návod: jaderná bezpečnost [online]. Praha: Státní úřad pro jadernou bezpečnost, 2005. Dostupné online.
Externí odkazy[editovat | editovat zdroj]
Obrázky, zvuky či videa k tématu havárie se ztrátou chladiva na Wikimedia Commons
