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.

Prasknutí studené větve smyčky primárního okruhu [3]

Průběh havárie

Průběh havárie LOCA s jevy typickými pro palivové pokrytí

Odtlakování primárního okruhu (Blow-down)

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)

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)

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

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

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

Vysokotlaký systém havarijního chlazení aktivní zóny

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

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

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

Zajišťuje snížení tlaku v hermetických prostorech po havárii spojené se ztrátou chladiva a zabraňuje úniku radioaktivních látek do životního prostředí.

Přístup k hodnocení

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]:

  1. Maximální vypočtená teplota povlaku palivové tyče nesmí překročit limit 1 204 °C.
  2. Lokální oxidace povlaku nesmí nikde překročit limit 17 % z celkové tloušťky povlaku před oxidací.
  3. Množství povlaku palivových proutků, které chemicky zreaguje s vodou nebo s párou, nesmí překročit 1 % z celkového povlaku obklopujícího palivo.
  4. Aktivní zóna musí zůstat chladitelná v průběhu prasknutí i po něm.
  5. 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

  1. ↑ 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 
  2. ↑ 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) 
  3. ↑ HEŘMANSKÝ, Bedřich. Bezpečnost jaderných zařízení: LOCA a těžké havárie. Praha: [s.n.], 2011. 
  4. ↑ Bezpečnostní návod: jaderná bezpečnost [online]. Praha: Státní úřad pro jadernou bezpečnost, 2005. Dostupné online. 

Externí odkazy

Zdroj