INSTYTUT FIZYKI JĄDROWEJ im. Henryka Niewodniczańskiego

Polskiej Akademii Nauk

日本

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

PLAN

Krzysztof Kozak –

IFJ PAN

1.

Informacje o EJ Fukushima Dai-Ichi

2. Reaktory generacji III+

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

PODSTAWOWE DANE Fukushima

Dai-Ichi

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

TEMPERATURA W BASENACH PALIWOWYCH

Krzysztof Kozak –

IFJ PAN

IAEA: www.iaea.org

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

EPR

AP 1000

ABWR APR-1400

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

Systemy bezpieczeństwa -

reaktor ABWR

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

GENERACJA III +

Krzysztof Kozak –

IFJ PAN

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

Usage rights

Krzysztof Kozak –

IFJ PAN

INSTYTUT FIZYKI JĄDROWEJ im. Henryka

Niewodniczańskiego

Polskiej Akademii Nauk

Krzysztof Kozak

Dziękuję

tel. 12 66 28 332; 517 904 204e-mail: Krzysztof.Kozak@ifj.edu.plhttp//:radon.ifj.edu.pl