3. Reaktor AP1000

AP1000 – to reaktor typu PWR (ang. pressurized water reactor), w którym zarówno moderatorem jak i chłodziwem jest lekka woda (H²O). Został stworzony przez amerykańską firmę Westinghouse Electric Company oraz sklasyfikowany jako pierwszy z reaktorów III+ generacji. Składa się z 157 ogniw paliwowych, które dostarczają łącznie 3415 MW mocy cieplnej co przekłada się na około 1100 MW mocy elektrycznej. Posiada innowacyjne rozwiązania takie jak: niezależne od siebie pasywne układy bezpieczeństwa, które wykorzystują zjawiska naturalne: grawitacja czy konwekcja, skutkuje to zachowaniem wysokiego poziomu bezpieczeństwa nawet w sytuacji odcięcia zasilania. Zapewniają one chłodzenie przez 72 godziny po awarii, minimalizując ryzyko uszkodzenia rdzenia i uwolnienia substancji radioaktywnych do środowiska. Ponadto obudowa reaktora AP1000 składa się z obudowy bezpieczeństwa ze stali (ang. Containment Vessel) o grubości około 45 mm, chroniącej przed ewentualnym uwolnieniem substancji promieniotwórczych do otoczenia, oraz drugiej warstwy – osłony budynku (ang. Shield Building) o grubości około 915 mm wykonanej z żelbetu chroniącej reaktor przed ewentualnymi zagrożeniami z zewnątrz.

Tabela 2. Dane dotyczące reaktora AP1000 [16].

  * zawierający uran wzbogacony o 3-5% izotopu ²³⁵U

AP1000 to jedna z najbardziej zaawansowanych technologii reaktorowych wykorzystywanych w sposób komercyjny, natomiast wiąże się to bezpośrednio z wysokimi kosztami inwestycyjnymi, ponadto wymagane jest wzbogacanie uranu do paru procent izotopu U-235, co również skutkuje wyższą ceną pozyskiwania paliwa.

Aktualnie jest wykorzystywany w takich krajach jak Stany Zjednoczone Ameryki (bloki jądrowe Vogtle3 oraz Vogtle4) [18] czy w niektórych Chińskich blokach takich jak m.in. Sanmen1 i Haiyang2 [19]. W przyszłości najprawdopodobniej znajdą również zastosowanie w Polsce [8] czy na Słowacji [17].

4. Obrona w głąb (ang. defence in depth)

W nowoczesnych reaktorach takich jak AP1000 stosuję się tak zwaną „obronę w głąb”.

Według jednego z raportów Międzynarodowej Grupy ds. Bezpieczeństwa Jądrowego [9] „obronę w głąb” zdefiniować można jako hierarchiczne zastosowanie różnych poziomów wyposażenia i procedur, pozwalających na utrzymanie skuteczność barier fizycznych oddzielających materiały promieniotwórcze od pracowników, społeczeństwa i środowiska zarówno w warunkach normalnego użytkowania, jak i podczas przewidywanych zdarzeń eksploatacyjnych, a w przypadku niektórych z nich także w razie wypadków i incydentów w elektrowni jądrowej. Strukturę bezpieczeństwa podzielić można na pięć niezależnych od siebie poziomów ochrony, które zapewniają bezpieczeństwo dzięki wykorzystaniu szerokiej gamy rozwiązań niezależnych od siebie [tabela 3]. Zasada obrony w głąb obejmuje pełne spektrum stanów eksploatacyjnych – od fazy projektowej i wykonawczej, poprzez stan normalnej pracy obiektu, po stany przewidywalnych zaburzeń pracy, aż po ciężkie awarie. Takowy system dla każdego z poziomów definiuje wymagane środki techniczne oraz organizacyjne, a także przypisane im strategie postępowania w celu zapobiegania eskalacji zdarzeń niepożądanych oraz ograniczania ich skutków dla ludzi i środowiska. To nie tylko środki zapobiegawcze, ale również rozwiązania pozwalające zniwelować skutki awarii w sytuacjach krytycznych.

Tabela 3. Tabela przedstawiające poziomy obrony w głąb [9].

Same hasła przedstawione w powyższej tabeli mogą zostać rozwinięte do poniższych opisów [10].

Poziom pierwszy – już na etapie projektowania, budowy i późniejszej eksploatacji poprzez stosowanie najwyższych standardów jakości oraz zasad, w których bezpieczeństwo zawsze ma pierwszeństwo nad pozostałymi kwestiami. Kluczową rolę odgrywają wielopoziomowe bariery zabezpieczające, uniemożliwiające niekontrolowane uwolnienie substancji promieniotwórczych do środowiska. W procesie projektowym uwzględnia się wszelakie sytuacje (zmiany obciążenia reaktora, błąd ludzki, awarie mechaniczne, ataki terrorystyczne, a nawet rzadko spotykane anomalie pogodowe).

Poziom drugi – bieżąca praca elektrowni jest nieustannie monitorowana przez systemy kontrolno-pomiarowe oraz personel operacyjny. Dzięki takiemu rozwiązaniu istnieje możliwość jak najszybszemu reagowaniu na wszelakie odchylenia od normalnej pracy elektrowni oraz podjęcie działań korygujących.

Poziom trzeci – w przypadku wystąpienia awarii uruchamiane są systemy bezpieczeństwa, których celem jest opanowanie zdarzenia i niedopuszczenie do jego eskalacji. Zapobiegają one uwolnieniu się substancji promieniotwórczych poza elektrownie.

Poziom czwarty – dla sytuacji ciężkich awarii przewidziano dodatkowe, specjalnie zaprojektowane rozwiązania techniczne. Ich zadaniem jest ograniczenie skutków poważniejszych awarii takich jak stopienie rdzenia reaktora.

Poziom piąty – w sytuacji w której wszystkie powyższe systemy zawiodą i nastąpi skażenie otoczenia substancjami promieniotwórczymi stosuje się działania po za elektrownią, w skrajnych przypadkach może być to nawet ewakuacja okolicy.

5. Katastrofa w Czarnobylu

Katastrofa w Czarnobylskiej Elektrowni Jądrowej miała miejsce w nocy z 25 na 26 kwietnia 1986 roku, została skalsyfikowana na najwyższym możliwym poziomie (siódmym) w skali INES (ang. International Nuclear and Radiological Event Scale) jako wielka awaria. To właśnie wtedy zaczęto obniżać moc czwartego reaktora a następnie przywracać ją do stanu pierwotnego, aż do pracy na niestabilnie niskim poziomie mocy przy wyłączonych wielu zabezpieczeniach i awaryjnym chłodzeniu. W nocy z 25 na 26 kwietnia, podczas opóźnionego testu turbogeneratorów, dalsze manipulacje układem chłodzenia i prętami sterującymi doprowadziły do gwałtownego wzrostu mocy i dwóch eksplozji, które zniszczyły rdzeń reaktora. Po wybuchu doszło do pożaru grafitu i rozrzutu dużych ilości materiału radioaktywnego do atmosfery.

Katastrofa wynikała głównie z istotnych błędów operatorskich, braku przywiązania do kwestii bezpieczeństwa oraz dwóch kluczowych wad reaktora RBMK1000: dodatniego sprężenia zwrotnego wskutek którego w warunkach utraty chłodziwa powodował niekontrolowany wzrost mocy zamiast jej spadku, oraz konstrukcji prętów sterujących z grafitowymi końcówkami, przyspieszającymi reakcję po ich umieszczeniu. Brak obudowy bezpieczeństwa pozwolił na uwolnienie radioizotopów do atmosfery, co spotęgowało ogromną skalę skażenia – nad ranem 27 kwietnia 1986 r. czujniki w szwedzkiej elektrowni Forsmark wykryły nagły wzrost promieniowania, postanowiono więc zatrzymać pracę elektrowni. Po zbadaniu tego zjawiska okazało się, że źródło skażenia pochodzi z innego miejsca. Dzień później podobnie podwyższoną radioaktywność (głównie izotopu jodu i cezu) zarejestrowano także w Polsce (w Świerku pod Warszawą) co wskazywało na poważny wyciek z zagranicznego obiektu jądrowego [tabela 4].

  Tabela 4. Emisja niektórych izotopów do otoczenia podczas awarii [2]

                          *To czas po którym 50% izotopu przekształci się w inny izotp

Przedstawiciele Związku Socjalistycznych Republik Radzieckich początkowo tuszowali istotę sprawy, natomiast skala była zbyt ogromna – wzrost radioaktywności miał miejsce praktycznie na całym świecie, a presja wywoływana przez inne państwa nie była pomocna. Kreml 28 kwietnia 1986 roku ogłosił oficjalny komunikat na temat zdarzeń minionych dni. Przyniosło to skutki społeczne, ale nie tylko: wprowadzono istotne zmiany w konstrukcji reaktorów BRMK m.in. ograniczono gwałtowny wzrost reaktywności poprzez zwiększenie liczby absorberów neutronów, zastosowano paliwo o wyższym wzbogaceniu (2,4% izotopu U-235), zmieniono konstrukcję prętów regulacyjnych, aby ich wsuwanie nie powodowało chwilowego wzrostu mocy, i skrócono czas awaryjnego wyłączenia reaktora (z 18 sekund do 12 sekund) [13].

6. Czy podobna katastrofa może powtórzyć się w potencjalnej Polskiej EJ?

W przypadku powstania w Polsce elektrowni jądrowej wyposażonej w reaktory AP1000 nie może dojść do awarii na skalę tej w Czarnobylskiej Elektrowni Jądrowej ze względu na fundamentalne różnice w konstrukcji reaktorów jądrowych oraz rygorystyczne standardy bezpieczeństwa stosowane w planowanych elektrowniach. Reaktory firmy Westinghause pracują stabilnie nawet przy zmianach mocy, a w sytuacjach skrajnie awaryjnych chłodzenie rdzenia jest zapewnione przez co najmniej 72 godziny bez zewnętrznego zasilania. Stosują obronę w głąb, w tym takie rozwiązania jak: hermetyczną obudową odporną na ekstremalne zdarzenia czy w pełni pasywne systemy bezpieczeństwa – czyni to AP1000 jednym z najbezpieczniejszych reaktorów na świecie.​ Zarówno moderatorem jak i ich chłodziwem jest zwykła woda, która w przeciwieństwie do grafitu (moderatora reaktorów RBMK1000) nie jest substancją łatwopalną. Katastrofa nieopodal miasta Prypeć była wynikiem splotu wielu niefortunnych czynników: niedopracowanej konstrukcji reaktora i systemów bezpieczeństwa, błędów ludzkich.

W Polskich warunkach zarówno sprawy konstrukcyjne, techniczne jak i personel elektrowni jądrowej spełniać będzie międzynarodowe standardy IAEA (ang. International Atomic Energy Agency) i WENRA (ang. Western European Nuclear Regulators Association), czyniąc katastrofę na skalę Czarnobyla całkowicie niemożliwą.