instytut fizyki jĄdrowej im. henryka niewodniczańskiego...
Post on 28-Feb-2019
215 Views
Preview:
TRANSCRIPT
Krzysztof Kozak INSTYTUT FIZYKI JĄDROWEJ
im. Henryka Niewodniczańskiego Polskiej Akademii Nauk
The
Fukushima
I Nuclear
Power Plant福島第一原子力発電所
Fukushima Dai-Ichi
Łańcuchowa reakcja rozszczepienia jądra uranu 235U
200 MeV
ROZSZCZEPIENIE JĄDRA URANU 235U
Krzysztof Kozak –
IFJ PAN
H E U wysoko wzbogacony uran
235U: 0,711% >
90%
DALSZE WZBOGACANIE URANU
WZBOGACANIE URANU
L E U nisko wzbogacony uran
235U: 0,711%
4%
z 25 000 ton rudy uranu
50 ton metalicznego uranu
WZBOGACANIE URANU
URAN NATURALNY235U: 0,711% + 238U:
99,284%
Krzysztof Kozak –
IFJ PAN
ELEKTROWNIE
JĄDROWE
ZASTOSOWANIA
MILITARNE
ZASADA PRACY REAKTORA JĄDROWEGOKONTROLOWANA REAKCJA
ROZSZCZEPIENIA
Krzysztof Kozak –
IFJ PAN
ŻRÓDŁO CIEPŁA
osłona reaktora
zbiornik reaktora
pręty paliwowe
pręty sterujące
generator prądu
turbina
skraplacz
SCHEMAT ELEKTROWNI JĄDROWEJ Z REAKTOREM typu BWR
Boiling
Water
Reactor
(reaktor wodno –
wrzący)Fukushima Daiichi
Krzysztof Kozak –
IFJ PAN
Krzysztof Kozak –
IFJ PAN
okres budowy Fukushima
I
BWR
GENERACJE REAKTORÓW JĄDROWYCH
GENERACJA III+
DZISIAJ
11 marca 2011 r. godz. 14:46
(6: 46 czasu polskiego)
Krzysztof Kozak –
IFJ PAN
ELEKTROWNIE JĄDROWE W JAPONII
TRZĘSIENIE ZIEMI9 stopni
w skali Richtera
1 2 3 456
miasto: Okuma
(Futaba
District; Fukushima
Prefecture); 210 km od Tokio
Łączna moc: 4.7 GWe
, jedna z 25 największych elektrowni jądrowych na świecie
Fukushima
I ; operator: Tokyo
Electric
Power Company (TEPCO)
Mark IMark II Mark I
09/2010(MOX)
Fukushima
Dai-Ichi
Krzysztof Kozak –
IFJ PAN
Krzysztof Kozak –
IFJ PAN
BLOK REAKTORA Fukushima
Dai-Ichi
25 0C
PIERWSZA OBUDOWA
BETONOWA
STALOWY ZBIORNIK REAKTORA
DRUGA OBUDOWA
BETONOWA
BASEN PALIWOWY
STALOWA OSŁONA ZBIORNIKA
BASEN Z WODĄ
(TORUS)
WYGLĄD RZECZYWISTY
Krzysztof Kozak –
IFJ PAN www.nucleartourist.com
rdzeń
reaktora
pokrywa zbiornika reaktora
wymiana paliwazestaw paliwowy
pompy chłodzące
WYGLĄD RZECZYWISTY
Krzysztof Kozak –
IFJ PANwww.nucleartourist.com/
generatory Diesla
hala turbin
6 BARIER BEZPIECZEŃSTWA EJ
PRĘTY PALIWOWE
PASTYLKIPALIWOWE
STALOWYZBIORNIK
REAKTORAOSŁONA
BETONOWAZBIORNIKAREAKTORA
(+ wykładzina
stalowa)
DRUGAOSŁONA
ZEWNĘTRZNAREAKTORA
Krzysztof Kozak –
IFJ PAN
OSŁONY w Fukushima
Dai-Ichi
typ MARK I typ MARK II
wg. Ragheb, 2011
Unit 1, 2, 3, 4, 5 Unit 6Krzysztof Kozak –
IFJ PAN
Krzysztof Kozak –
IFJ PAN
STAN PALIWA Fukushima
Dai-Ichi
ZESTAWYPALIWOWEW BASENIE
TONYPALIWA
W BASENIE
ZESTAWYPALIWOWEW RDZENIU
www.world-nuclear.org
Krzysztof Kozak –
IFJ PAN
SYSTEMY BEZPIECZEŃSTWA
OK
PROBLEM ODBIORU CIEPŁA
OK
AWARYJNE ZASILANIESYSTEMÓW CHŁODZENIA
ZALANIE PO TSUNAMI
Reakcja
łańcuchowa
rozszczepienia
musi
być
kontrolowana, a w razie
potrzeby
szybko
zatrzymana
ZASADY BEZPIECZEŃSTWA REAKTOROWEGO
Ciepło
generowane
przez
rozszczepienia
w paliwie musi
być
odbierane
od
paliwa
Ciepło
powyłączeniowe
generowane
w rdzeniu musi
być
odbierane
od
rdzenia
przez
znaczny
okres
czasu
po
wyłączeniu
reaktora
ZESTAWYAKUMULATORÓW
GENERATORYDIESLA
PRODUKCJA CIEPŁA RADIOGENICZNEGOpr
ocen
t peł
nej m
ocy
reak
tora
czas po wyłączeniu reaktora [dni]
1 min 2,5 h
Krzysztof Kozak –
IFJ PAN
PO WYŁĄCZENIU REAKTORA
ciepło powyłączeniowepochodzące z rozpadów promieniotwórczychproduktów rozszczepienia zawartych w paliwie
ciepło z reakcji rozszczepienia •
3 min. 10%•
6 min.
1%, •
10 min.
STOP !
ciepło z reakcji rozszczepienia • 3 min. 10%• 6 min.
1%, • 10 min.
STOP !
Unit-1: 70 MWUnit
2,3,4: 120 MW
12
34
WSZYSTKIE PRACUJĄCE REAKTORY JĄDROWE
znajdujące się
w dotkniętej kataklizmem części Japonii
w elektrowniach: • Fukushima Dai-ichi• Fukushima Dai-ni• Onagawa
zostały wyłączone automatycznie(łącznie 10 reaktorów)
MONITORING SEJSMICZNYW ELEKTROWNIACH JĄDROWYCH
NAJWIEKSZA ELEKTROWNIA JĄDROWA
Krzysztof Kozak –
IFJ PAN
Elektrownia atomowa
Kashiwazaki-Kariwa
(Japonia)
柏崎刈羽原子力発電所
Budowa: 1980-1985
posiada:
5 reaktorów typu BWR
2 reaktory typu ABWR
16 lipca 2007 roku o g. 10:13
– trzęsienie ziemi: 6,6 stopni w skali Richtera
Na skutek trzęsienia ziemi elektrownia wstrzymała działanie,
Reaktory zostały ponownie włączone w latach 2009-2010
SYSTEMY BEZPIECZEŃSTWA REAKTORÓW
GENERACJI III+
Krzysztof Kozak –
IFJ PAN
BWRGENERACJA I/II
BWRGENERACJA I/II GENERACJA III+GENERACJA III+
AP-1000
ABWR
EPR
ROZWOJ SYSTEMÓW
BEZPIECZEŃSTWA REAKTORÓW ENERGETYCZNYCH
Krzysztof Kozak –
IFJ PAN
standaryzowany projekt dla każdego typu, w celu przyspieszenia licencjonowania,
zmniejszenia kosztów kapitałowych i skrócenia czasu budowy,
projekt prostszy i solidniejszy, eksploatacja jest łatwiejsza i mniej narażona na zakłócenia operacyjne,
większa dyspozycyjność
i dłuższy okres eksploatacji –
typowo 60 lat,
zmniejszone prawdopodobieństwo awarii ze stopieniem rdzenia,
zmniejszone oddziaływanie na środowisko,
zwiększony stopień
wypalenia paliwa, w celu zmniejszenia ilości zużywanego paliwa i produkowanych odpadów,
wypalające się
absorbery („trucizny”) wydłużające czas użytkowania paliwa.
ROZWOJ SYSTEMÓW
BEZPIECZEŃSTWA REAKTORÓW ENERGETYCZNYCH
Krzysztof Kozak –
IFJ PAN
eliminowanie błędów i niedociągnięć
będących w przeszłości powodem zagrożenia lub awarii
dążenie do uproszczenia konstrukcji i podniesienia niezawodności działania sprawdzonych systemów bezpieczeństwa
zwiększenie niezawodności systemów bezpieczeństwa przez ich zwielokrotnienie
dążenie do maksymalnego ograniczenia wpływu człowieka i czynników losowych przez wykorzystanie w pełni pasywnych (biernych) systemów zabezpieczeń
NOWE RODZAJE REAKTORÓW GENERACJA III+
Krzysztof Kozak –
IFJ PAN
AP 1000
(Westinghouse Electric Comp.LLC; USA) moc: 1154 Mee
pracują: 0; budowa:
(2) : USA, Chiny; plan: 17
EPR
European Pressurized Reactor (Areva - Siemens AG; Francja, Niemcy) moc: 1500 Mwe
pracują: 0; budowa:
2 Flamanville
(FR), Olkiluoto
(FIN); plan: 10
ABWR
Advanced Boiling Water Reactor (GE Hitachi Nuclear Ener.; Japonia) moc: 1400
MWe
; pracują: 4 (Japonia); budowa:
4; plan: 10
APR 1400
(System 80 +) (Korea Hydro & Nuclear Power ; Korea) moc: 1400 MWe ;
pracują: 0; budowa:
2 ShinKori
: USA, Chiny; plan: 10Stan na dzień
25.05.2010 r. Dane za: Word
Nuclear Association, IAEA PRIS
Systemy bezpieczeństwa -
reaktor EPR
Krzysztof Kozak –
IFJ PAN
• schłodzenia reaktora po wyłączeniu,
•
szczelna obudowa bezpieczeństwa otaczająca reaktor,
•
dodatkowa obudowa i obszar chłodzony na wypadek, gdyby stopiony rdzeń
zdołał
wydostać
się
z reaktora,
•
dwuwarstwowa betonowa ściana o grubości całkowitej 2,6 metra,
zaprojektowana tak, by wytrzymać uderzenie samolotu.
Krzysztof Kozak –
IFJ PAN
PODWÓJNA OBUDOWABEZPIECZEŃSTWA
z układami filtracji i wentylacji
ZBIORNIK WODYWEWNĄTRZ OBUDOWY
PODWÓJNY SYSTEM ODPROWADZANIA
CIEPŁA Z OBUDOWY
CZTERY NIEZALEŻNE SYSTEMY BEZPIECZEŃSTWA
FOUR TRAIN
STREFA RETENCJI „CHWYTACZ RDZENIA”
NA WYPADEKSTOPIENIA RDZENIA REAKTORA
W OBUDOWIE BEZPIECZEŃSTWA
Systemy bezpieczeństwa -
reaktor EPR
Krzysztof Kozak –
IFJ PAN
Systemy bezpieczeństwa -
reaktor AP-1000
• wykorzystuje tylko siły natury jak grawitacja
• konwekcja naturalna i gaz pod ciśnieniem
• bierny wtryskowy układ bezpieczeństwa
• bierne usuwanie ciepła powyłączeniowego
• bierne chłodzenie obudowy bezpieczeństwa
BIERNOŚĆ
I BEZPIECZEŃSTWO
Krzysztof Kozak –
IFJ PAN
Systemy bezpieczeństwa -
reaktor AP-1000
ZAŁOŻENIA:
50% mniej zaworów
35% mniej pomp
80% mniej rur
85% mniej kabli
45% mniejsza obj. budynków
ZAŁOŻENIA:
50% mniej zaworów
35% mniej pomp
80% mniej rur
85% mniej kabli
45% mniejsza obj. budynków
• pasywne cechy bezpieczeństwa• dwie pętle obiegu pierwotnego
powłoka stalowa: 4,45 cm
rdzeń
reaktora zawsze pod wodą
zalanie zbiornika reaktorai chłodzenie go od zewnątrz
Krzysztof Kozak –
IFJ PAN
PASYWNE UKŁADY BEZPIECZEŃSTWA
Układ zalewania rdzenia wykorzystujący różnice ciśnienia
Układ wyłączenia awaryjnego reaktora
Pasywne urządzenia do katalitycznej
rekombinacji wodoru
Krzysztof Kozak –
IFJ PAN
Czas zadziałania: 20
–
30
s od chwili awarii
woda zraszająca + środki chemiczne reagujące z jodem, (hydrazyna, tiosiarczan sodu).
Jod z elementów paliwowych występuje w trzech postaciach:
• pary jodu w postaci molekularnej,
• jodu osadzonego na cząsteczkach lotnych,
•
jodu w związkach organicznych, głównie jodku metylu (najtrudniejsze do zatrzymania)
UKŁADY ZRASZAJĄCE
3,4 mSv/rok
DAWKI WOKÓŁ
EJ : od 0,01 do 0,001
mSv
rocznie
UDZIAŁ ŹRÓDEŁ
PROMIENIOWANIA W ROCZNEJ DAWCE SKUTECZNEJ
TYPOWE DAWKI
[mSv]
Krzysztof Kozak –
IFJ PAN
Londyn-NY-Londyn
Tło naturalnePL: 2,8Szwecja: 4Indie: 80 !Brazylia: 120 !
Izotopy w ciele
RTG
Radiologia
RTG kręgosłupa(pełne zdjęcie!)
Kosmos
Hiroszima Nagasaki
Tomografia głowy
Szpik kostny
Guzy nowotworowe
Podróż
na Marsa OGÓŁ
LUDNOŚCI
SYTUACJE
awaryjne
PRACOWNICY kat. A(20 mSv/rok)
DAWKI GRANICZNE[mSv]
OBSZARY O PODWYŻSZONYM TLE PROMIENIOWANIA NATURALNEGO
C
A
B
2,1
mSv/rok9,3
mSv/rok 2,8 mSv/rok4,8 mSv/rok
0,3 mSv/rok
A –
Kerala i Tamil Nadu (Indie) 17 mSv/rokB –
Guarapari, Pocos de Caldos
(Brazylia) 175 –
200 mSv/rok
C –
Ramsar (Iran) 400 mSv/rok
Krzysztof Kozak –
IFJ PAN
POLSKIE FIRMY W ENERGETYCE JĄDROWEJ
Krzysztof Kozak –
IFJ PAN
ERBUD uczestniczy obecnie jako podwykonawca w budowie 3 EJ we Francji.
POLBAU budowa EJ Olkiluoto
w Finlandii; stanu surowego budynków maszynowni oraz
pompowni, obiekty towarzyszące wokół
reaktora. ok. 400 pracowników
ELEKTROBUDOWA (Katowice) montaż
instalacji elektrycznej, aparatury kontrolno-pomiarowej, automatyki,
rozruch części reaktorowej
ENERGOMONTAŻ-PÓŁNOC GDYNIA budowa i dostarczenie elementów linera
(wewnętrznej stalowej wykładziny
obudowy bezpieczeństwa reaktora) Olkiluoto-3
RAFAMET produkcja najwyższej jakości obrabiarek do produkcji zbiorników ciśnieniowych
reaktora -
Areva
(Francja),
General Electric
(USA),
Siemens
(Niemcy), Kanematsu
KGK (podwykonawca
Japan Steel Works, Japonia)
LAMBDA zbrojenia betonu, elementy stalowe
6 BARIER BEZPIECZEŃSTWA
Krzysztof Kozak –
IFJ PAN
1.
materiał
paliwowy
(tzw. pastylki) zatrzymujący stałe produkty rozszczepienia
2.
osłona materiału paliwowego
(tzw. koszulki paliwowe) zatrzymują
gazowe produkty rozszczepienia
3.
zbiornik ciśnieniowy reaktora
wraz z pierwotnym układem chłodzenia zatrzymują
wszelkie produkty rozszczepienia
4.
obudowa betonowa
wokół
zbiornika reaktora
5.
część
wewnętrzna obudowy bezpieczeństwa (wykładzina stalowa)utrzymuje produkty rozszczepienia
w przypadku
rozszczelnienia
obiegu pierwotnego
6.
część
zewnętrzna obudowy bezpieczeństwa (konstrukcja żelbetonowa)zapobiega zniszczeniu reaktora
od zewnątrz
top related