Zasadnicza różnica między reaktorem w Czarnobylu a reaktorami PWR lub BWR

W budowanych na całym świecie reaktorach wodnych ciśnieniowych (PWR) i wrzących (BWR) woda jest potrzebna w rdzeniu nie tylko do odbioru ciepła z paliwa, ale i do spowalniania neutronów.  Neutrony, jakie powstają w chwili rozszczepienia jądra uranu, są bardzo szybkie i przelatują przez paliwo „nie widząc” innych jąder uranu. Do tego, by spowolniły i spowodowały nowe rozszczepienie, muszą one oddać swą energię jądrom wodoru w wodzie otaczającej pręty paliwowe i zmniejszyć swą szybkość miliony razy. Wobec tego, że podgrzanie wody powoduje zmniejszenie jej gęstości, a co za tym idzie gorsze spowalnianie neutronów, każda awaria powodująca podgrzew wody skutkuje natychmiastowym samoczynnym zmniejszeniem mocy reaktora. Jest to bardzo ważne zabezpieczenie, dane nam przez naturę, które zapewnia, że w przypadku wszelkich awarii moc reaktora spada i reaktor ulega wyłączeniu.

Niestety w Czarnobylu pracowały reaktory RBMK, których rozwiązanie oparto na projektach reaktorów wojskowych do produkcji plutonu, działających na innej zasadzie. Aby móc wykorzystać do celów militarnych pluton wytwarzany w czasie pracy reaktora, należy paliwo wyciągać z reaktora nie po trzech latach, jak w reaktorach PWR i BWR, ale po około miesiącu. Dlatego reaktory do celów militarnych mają inną budowę, pozwalającą na wyciąganie paliwa podczas pracy reaktora, a rolę spowalniacza neutronów pełni tam grafit, nie woda. Woda między prętami paliwowymi służy głównie do przenoszenia ciepła, do spowalniania nie jest potrzebna. Co więcej, wobec tego że pewna część neutronów ulega pochłanianiu w wodzie, zmniejszenie gęstości wody wskutek podgrzania, a tym bardziej jej częściowego odparowania, powoduje zmniejszenie liczby tych pochłonięć, a co za tym idzie - wzrost liczby neutronów, które wracają jako spowolnione do paliwa i powodują nowe rozszczepienie

Dlatego w reaktorze RBMK spadek przepływu chłodziwa prowadził do podgrzania wody, wzrostu gęstości rozszczepień, wzrostu mocy reaktora, dalszego podgrzewu wody i dalszego wzrostu mocy. To dodatnie sprzężenie zwrotne powoduje gwałtowny wzrost mocy reaktora, o ile nie zatrzyma go wprowadzenie do rdzenia prętów bezpieczeństwa.

Dalsze skutki tajności rozwiązań w reaktorach w Czarnobylu

Ale w Czarnobylu występowało dodatkowe niebezpieczeństwo, z którego nie zdawano sobie sprawy aż do czasu awarii, mianowicie wprowadzenie prętów bezpieczeństwa nie zawsze powodowało od razu wyłączenie reaktora. Przeciwnie, w momencie zrzutu pręta z górnego położenia ponad rdzeniem do rdzenia wsuwał się najpierw przedłużacz z wkładką grafitową, która usuwała wodę z kanału, a nie pochłaniała neutronów. Powodowało to przejściowy wzrost mocy reaktora, trwający kilkanaście sekund, zanim pręt bezpieczeństwa nie znalazł się całkowicie w rdzeniu. Był to błąd konstrukcyjny, ale konstruktorzy utrzymywali projekt w tajemnicy i operator nie zdawał sobie sprawy z tego błędu. Dopiero w chwili awarii ze zdumieniem przekonał się, że po uruchomieniu przycisku powodującego zrzut prętów bezpieczeństwa moc reaktora zamiast zmaleć, zaczęła rosnąć jeszcze szybciej!

To, że taki błąd nie został wcześniej wykryty, było skutkiem utrzymywania projektu reaktora RBMK w ścisłej tajemnicy. Obecne podejście do spraw bezpieczeństwa jądrowego oparte na pełnej jawności wyklucza taką sytuację – plany projektowe są publicznie dostępne i analizowane nie tylko przez dozór jądrowy, ale i przez ekspertów z firm konkurencyjnych, z ośrodków badawczych a także przez  przeciwników energetyki jądrowej.

Konstruktorzy radzieccy pytani o rozwiązania w reaktorze RBMK odpowiadali, że to tajemnica. Natomiast dziś, gdy cztery czołowe firmy reaktorowe zgłosiły oferty w przetargu na elektrownię jądrową w Wielkiej Brytanii, obszerne i dokładne opisy proponowanych reaktorów znalazły się w internecie, dostępne dla wszystkich zainteresowanych. Urząd dozoru jądrowego w Wielkiej Brytanii zachęcał wszystkich do zgłaszania uwag krytycznych. Taki sam proces realizowano w czasie publicznej dyskusji na temat budowy nowego reaktora EPR we Francji. Dzięki tej otwartości każdy projekt reaktora jest przeglądany i krytykowany przez specjalistów wysokiej klasy z różnych krajów i różnych organizacji. Każdy z tych krytyków stara się znaleźć jakiś błąd, bo takie spostrzeżenie podniesie jego status zawodowy, stworzy mu możliwości awansu i zapewni uznanie. I tak kilkanaście tysięcy specjalistów na całym świecie analizuje każdy nowy projekt i stara się wykryć jego usterki. Tego nie było, niestety, w przypadku reaktora RBMK zbudowanego w Czarnobylu.

Gdyby nie panująca permanentnie w Związku Radzieckim atmosfera tajności, przyczyny awarii czarnobylskiej zostałyby zapewne zidentyfikowane i usunięte, zanim doszłoby do awarii.

Przebieg awarii w Czarnobylu

Sama awaria została wywołana błędnym działaniem operatora, który chciał przeprowadzić źle pomyślane i nie uzgodnione z dozorem jądrowym doświadczenie.  Miało ono być przedstawiona na Pierwszego Maja jako sukces kadr partyjnych elektrowni w Czarnobylu. W toku przygotowań operatorzy popełnili szereg błędów, które wprowadziły reaktor w stan niestabilny, prowadzący właśnie do samoczynnego wzrostu mocy, gdy woda w reaktorze zawrzała i zamieniła się częściowo w parę.

Moc reaktora gwałtownie wzrosła, dalsza część wody zamieniła się w parę, pochłanianie neutronów w wodzie zmalało a grafit nadal skutecznie neutrony spowalniał. Wskutek tego coraz więcej neutronów spowolnionych w graficie wracało do paliwa i powodowało rozszczepienia, coraz więcej i więcej. W ciągu 13 sekund moc reaktora wzrosła ponad sto razy. Paliwo stopiło się i wytrysnęło do wody, powodując jej odparowanie i gwałtowny wzrost ciśnienia, który rozsadził reaktor i wyrzucił zniszczone paliwo poza budynek reaktora

W przeciwieństwie do reaktorów PWR i BWR zaopatrzonych w potężne obudowy bezpieczeństwa powstrzymujące ucieczkę radioaktywności do otoczenia, w reaktorze RBMK nie było takiej obudowy. Radioaktywne fragmenty paliwa i gazowe produkty rozszczepienia wydostały się do atmosfery. Była to najgorsza awaria, jaka może zdarzyć się w elektrowni jądrowej.

Zabezpieczenia reaktora III generacji, jaki ma powstać w Polsce

W reaktorze, który będzie zbudowany w Polsce, taka awaria jest fizycznie niemożliwa. Gdyby nawet operatorzy popełnili w nim wszystkie błędy, jakie zrobiono w Czarnobylu, to ich skutkiem byłoby tylko samoczynne wyłączenie reaktora. W reaktorze PWR lub BWR zmniejszenie ilości wody w rdzeniu prowadzi zawsze do spadku mocy – nie do jej wzrostu.

Ponadto potężna obudowa bezpieczeństwa, otaczająca nowoczesny reaktor III generacji podwójnym pierścieniem żelazobetonu, zabezpiecza przed ucieczką radioaktywności poza elektrownię, a jednocześnie stanowi ochronę wystarczającą, by nawet uderzenie samolotu nie zdołało zniszczyć reaktora. O dalszych cechach bezpieczeństwa reaktorów III generacji piszemy poniżej. Rozwiązania techniczne tych reaktorów są znane i sprawdzone przez ekspertów dozoru jądrowego  USA, Wielkiej  Brytanii, Francji, Finlandii i innych krajów. 

Trzęsienie ziemi i tsunami w Japonii

Skutki trzęsienia ziemi i tsunami w Japonii to 21 000 zgonów, zniszczone kompletnie całe prowincje, przesunięcie głównej wyspy Japonii o ponad 2 metry. Elektrownie opalane paliwem organicznym przestały pracować, prąd dostarczały tylko elektrownie jądrowe, które są niezależne od dostaw paliwa. Ale jedna z elektrowni jądrowych, EJ Fukushima Daiichi, znajdująca się najbliżej epicentrum trzęsienia ziemi, uległa zniszczeniu. Wprawdzie wyłączyła sią ona w chwili trzęsienia ziemi i przez pierwszą godzinę była prawidłowo chłodzona, ale gdy uderzyło wywołane trzęsieniem ziemi tsunami, okazało się, że mur ochronny wokoło elektrowni był o wiele za niski. Fala tsunami przelała się nad nim i zniszczyła systemy zasilania elektrycznego.

Przebieg awarii w Fukushimie

Elektrownia została pozbawiona energii.  Stanęły pompy, zabrakło oświetlenia, nie można było nawet otworzyć zaworów. Przestały działać układy odbioru ciepła powyłączeniowego, bo do ich pomp nie dopływała energia.

Reaktory w Fukushima były stare - projektowane 50 lat temu, i nie miały układów bezpieczeństwa zabezpieczonych przed powodzią tak jak w nowoczesnych reaktorach budowanych obecnie. Nie było odbioru ciepła od rdzenia i reaktory zaczęły się nagrzewać. Gdy temperatury koszulki przekroczyły 800 ^oC rozpoczęła się reakcja cyrkonu z parą wodną, w wyniku której uwalniał się wodór i wydzielała się energia, jeszcze bardziej podgrzewająca reaktor.

Układy rekombinacji wodoru, które w EJ Fukushima były typu aktywnego, czyli wymagały dopływu energii elektrycznej dla swego działania, pozbawione tej energii nie mogły spełnić swego zadania i stężenie wodoru rosło. W miarę wzrostu temperatury reakcja cyrkonu z parą wodną przebiegała coraz szybciej. Cyrkon łączył się z tlenem, a wodór wydzielał się jako gaz. Gdyby układy rekombinacji działały, wodór łączyłby się w sposób ciągły z tlenem – czyli spalał, dając w efekcie nieszkodliwą parę wodną. Ale prądu nie było i wodoru było coraz więcej.

Mijały godziny, a pomocy z zewnątrz nie było, bo cały kraj był spustoszony, a prowincja, gdzie znajdowała się Fukushima, była zniszczona jak po wojnie. Obudowa pierwotna w reaktorze z wodą wrzącą jest wypełniona azotem, więc wybuch wodoru w niej nie grozi. Ale wobec braku odbioru ciepła ciśnienie pary w obudowie rosło i trzeba było uwolnić część pary do atmosfery, by nie rozsadziła obudowy. A ilość wolnego wodoru była już duża. Przy próbie usunięcia nadmiaru gazów z obudowy bezpieczeństwa nastąpiły wybuchy wodoru. Budynki wokoło reaktorów uległy zniszczeniu.

Wprawdzie awaria jądrowa w EJ Fukushima nie spowodowała zgonów ludzkich ani utraty zdrowia członków personelu lub ludności, ale cztery reaktory zostały zniszczone. Przy ocenie tej awarii trzeba jednak pamiętać, że były to reaktory stare i położone w bezpośrednim sąsiedztwie epicentrum katastrofy. Dwa pozostałe reaktora w EJ Fukushima pozostały nienaruszone, a wszystkie inne elektrownie jądrowe – w sumie ponad 50 bloków – przetrwały bezpiecznie zarówno trzęsienie ziemi jak i tsunami i dostarczały nadal prąd. 

Akcja weryfikacji odporności elektrowni jądrowych na nadzwyczajne zagrożenia zewnętrzne – (stress-tests) -

Przemysł jądrowy i urzędy dozoru jądrowego na całym świecie przeanalizowały lekcje Fukushimy.  W Unii Europejskiej przeprowadzono wielką akcję sprawdzania odporności reaktorów na ekstremalne zagrożenia zewnętrzne, noszącą nazwę „stress tests”. Do tej akcji przyłączyły się państwa spoza Unii - w tym Rosja, Korea, Stany Zjednoczone i wiele innych. Badano odporność reaktorów przede wszystkim na powódź i trzęsienie ziemi, ale także na całkowitą utratę zasilania elektrycznego z sieci i ze źródeł awaryjnych w samej elektrowni, a także na utratę pierwotnego systemu odbioru ciepła. Dla każdej elektrowni określano najgorsze możliwe zagrożenia zewnętrzne – a potem oceniano, ile jeszcze dodatkowych obciążeń może elektrownia wytrzymać.

I tak np. dla elektrowni Kozłoduj leżącej nad Dunajem badano skutki nagłego rozerwania ogromnej tamy „Żelazne Wrota” po hipotetycznym trzęsieniu ziemi, większym niż możliwe w tym rejonie, które spowodowałoby całkowite zniszczenie okolicy, zerwanie sieci energetycznej i zniszczenie dróg dojazdowych. Uwzględniono czas, po którym fala powodziowa może dotrzeć do elektrowni, obliczono jej wysokość i przeanalizowano, czy i jakimi drogami woda może przedostać się do układów bezpieczeństwa, w tym do akumulatorów i generatorów prądu zmiennego. Słabych punktów było niewiele - ale były. W wyniku tej akcji elektrownię odpowiednio zabezpieczono. Podobne działania wykonano dla innych reaktorów.

Wszystkie elektrownie sprawdzano pod kątem odporności na utratę zasilania i zniszczenie systemu odprowadzania ciepła powyłączeniowego do zbiornika wodnego, morza, jeziora czy rzeki. Badania trwały ponad pół roku i wykazały, że systemy obrony w głąb stosowane w większości reaktorów europejskich byłyby wystarczające w razie nawet największej realnie możliwej awarii. Ponieważ jednak założono arbitralnie, że awarie mogą być większe niż realnie możliwe, do elektrowni wprowadzano dodatkowe zabezpieczenia.

Na ogół modyfikacje układów bezpieczeństwa są stosunkowo nieznaczne. I tak np. do istniejących systemów zasilania, obejmujących już obecnie systemy zasilania z sieci, z sąsiednich bloków elektrowni, z układu potrzeb własnych, z awaryjnych generatorów diesla i z przewoźnego generatora Diesla, dodano jeszcze jeden przewoźny generator Diesla. Sprawdzano też, czy istnieją odpowiednie podłączenia do układów elektrowni, czy są sprawne środki przewozu tych generatorów, czy są wyznaczeni pracownicy mający dokonać takiej operacji, czy przeprowadzają oni okresowe ćwiczenia itd. Weryfikacja była bardzo szczegółowa i rzetelna. W sumie jednak wprowadzane po Fukushimie modyfikacje są stosunkowo łatwe i tanie.

Odporność elektrowni z reaktorami III generacji

W przypadku elektrowni z reaktorami III generacji wyniki analiz były na ogół pozytywne, choć i tu zdarzały się wnioski o modyfikację. Dzięki temu, że w reaktorach III generacji uwzględniono wnioski płynące z zamachów terrorystycznych 11 września, są one wyposażone w obudowy bezpieczeństwa odporne na uderzenie samolotu, co zapewnia im odporność także na zagrożenia zewnętrzne pochodzenia naturalnego. Układy awaryjnego zasilania elektrycznego – na przykład w reaktorze EPR – są rozmieszczone w budynkach znajdujących się po przeciwnych stronach elektrowni, szczelnych tak, że woda nie przeniknie do nich nawet w razie powodzi i odpornych na wybuchu gazów, uderzenie przedmiotów unoszonych huraganem a nawet na uderzenie samolotu.

Rys. 1 Układ EJ z reaktorem EPR. 1-Obudowa bezpieczeństwa, 2. Budynek paliwowy, 3. Układy bezpieczeństwa, 4. Generatory awaryjne, 5. Budynek pomocniczy, 6. Odpady radioaktywne, 7. Maszynownia. 

Generatory Diesla mają własne zapasy paliwa wystarczające na długotrwałą pracę po odcięciu wszelkiego zasilania z zewnątrz. Te rozwiązania nie są narzucone przez awarię w Fukushimie – są one naturalną cechą reaktora EPR, zaprojektowanego tak by wytrzymał on ataki terrorystyczne i zagrożenia naturalne.

Układy rekombinacji wodoru, które w Fukushimie wymagały energii elektrycznej, w reaktorach europejskich oparte są na pasywnej autokatalitycznej zasadzie działania, dzięki czemu powodują łączenie wodoru z tlenem bez dopływu energii z zewnątrz. Jest to wynik decyzji podjętej wspólnie przez urzędy dozoru jądrowego we Francji i w Niemczech w 1995 roku i wdrożonej w reaktorach Unii Europejskiej a także potem w Rosji, na Ukrainie i w szeregu innych krajów. Niestety urząd dozoru jądrowego w Japonii nie narzucił wprowadzenia tej zasady, jako obowiązującej w reaktorach japońskich. Właściciele elektrowni jądrowych polegali na wypełnieniu obudowy reaktorów wrzących gazem obojętnym, jako na wystarczającym środku bezpieczeństwa. Awaria w Fukushimie udowodniła, że to nie wystarcza. Obecnie prawa w Japonii są zmieniane, tak by wzmocnić rolę dozoru jądrowego i narzucić posiadaczom elektrowni obowiązek wykonywania zaleceń dozoru. W ramach analiz lekcji Fukushimy na całym świecie sprawdza się, czy dozór jądrowy jest w każdym kraju wystarczająco silny i niezależny. W Unii Europejskiej wyniki tych analiz są pozytywne.

Stopienie rdzenia, które przy projektowaniu EJ Fukushima pomijano jako bardzo mało prawdopodobne, w reaktorach III generacji jest awarią przewidywaną, a układy bezpieczeństwa wystarczają, by nawet w takiej sytuacji uchronić ludność przed zagrożeniem radiacyjnym. Reaktor EPR jest budowany tak, by mimo wysokiej temperatury stopionego rdzeń materiał rdzenia pozostał w obrębie obudowy bezpieczeństwa. Obudowa ma postać cylindra z dwoma potężnymi ścianami, wytrzymującymi uderzenie samolotu lub wybuch wewnątrz elektrowni.  W razie przecieków radioaktywności przez pierwszą ścianę obudowy produkty rozszczepienia pozostałyby w szczelinie między dwoma ścianami obudowy. Specjalny układ wentylacji, przystosowany do pracy w warunkach nawet najcięższej awarii, pobierałby stamtąd powietrze wraz z produktami rozszczepienia i przesyłałby je na filtry o bardzo wysokiej skuteczności. Produkty rozszczepienia byłyby w takim przypadku zatrzymywane w obudowie bezpieczeństwa, a ludność byłaby bezpieczna tuż poza granicą strefy wyłączenia.

Promień tej strefy jest różny dla różnych reaktorów. Najmniejszy - co świadczy o najwyższym bezpieczeństwie – jest dla reaktora EPR i wynosi około 700 m. W praktyce, w związku z zaleceniami Międzynarodowej Agencji Energii Atomowej, minimalny promień strefy ograniczonego użytkowania powinien wynosić około 1 km. Wielkość tego promienia będziemy znali gdy Polska wybierze konkretny typ reaktora, ale już dziś wiadomo, że wymagania bezpieczeństwa określone w Prawie Atomowym i przepisach bezpieczeństwa wprowadzonych w Polsce są bardzo wysokie. Ludność będzie mogła spać bezpiecznie. 

Dr inż. Andrzej Strupczewski, prof. nadzw. NCBJ

Zobacz także: Białoruski atom będzie gotowy za dwa lata

Zobacz także: Czarnobyl wyśrubował normy bezpieczeństwa w przemyśle atomowym