Enaka funkcija, drugačen obris

Kako PWR in BWR z različno razporeditvijo obvladujeta sproščeno maso, energijo in tlak

V prvem delu smo postavili osnovno pravilo: reaktorska zgradba in zadrževalni hram nista nujno ista konstrukcija. Meje ne določimo po kupoli, silhueti ali imenu zgradbe, temveč po funkciji, ki jo mora opravljati v opredeljenih pogojih ob nesreči.

Primerjava tlačnovodnega in vrelnega reaktorja pokaže, zakaj je to pravilo potrebno.

Obe družini reaktorjev morata zagotavljati temeljno varnostno funkcijo zadrževanja radioaktivnih snovi. V obeh primerih mora biti določena projektno upoštevana meja, ki ohranja celovitost, omejuje nenadzorovane izpuste in omogoča izolacijo prehodov skozi mejo. Toda enaka temeljna funkcija ne zahteva enake geometrije.

Razporeditev zadrževalnega sistema je odvisna od tega, kje so glavne komponente reaktorskega hladilnega sistema, kje se ob predpostavljeni poškodbi sprostita masa in energija, kako se para kondenzira, kam se prenese toplota ter kateri sistemi dolgoročno preprečujejo nadaljnji porast tlaka in temperature.

Prav tu se tipični PWR z velikim suhim zadrževalnim hramom in BWR z zadrževalnim sistemom za omejevanje tlaka bistveno razlikujeta.

Opomba o obsegu: zapis primerja tipični veliki suhi zadrževalni hram tlačnovodnega reaktorja z zadrževalnimi sistemi BWR Mark I in Mark II. Ne opisuje vseh izvedb. Med PWR obstajajo tudi podtlačni zadrževalni hrami in zasnove z ledenim kondenzatorjem, BWR Mark III pa uporablja drugačno in večjo prostorsko ureditev. Natančna meja je vedno odvisna od konkretne zasnove in njene dovoljenjske dokumentacije.

Konstrukcija, sistem in podporni sistemi niso ista raven

Pred primerjavo je koristno ločiti tri ravni, ki se v poljudnih opisih pogosto zlijejo v eno.

Zadrževalna meja je fizična, tesna meja, ki mora skupaj s pripadajočo nosilno konstrukcijo prenesti projektne tlačne, temperaturne in druge obremenitve. Vanjo sodijo stene ali jekleni plašč, tesnilna obloga, penetracijski sklopi, lopute, zračne zapore, tesnila in izolacijski elementi, ki skupaj zagotavljajo celovitost in tesnost meje.

Zadrževalni sistem je širši funkcionalni pojem. Poleg konstrukcije vključuje rešitve, potrebne za izolacijo, obvladovanje sproščene mase in energije, omejevanje radioaktivnih izpustov ter nadzor gorljivih plinov. Mednje lahko sodijo izolacijski ventili, pršni sistemi, hladilniki zadrževalnega hrama, sistemi za odvod toplote, rekombinatorji vodika in drugi sistemi, odvisno od konkretne zasnove.

Reaktorska zgradba in druge podporne konstrukcije zagotavljajo prostor, dostop, vzdrževanje, ravnanje z gorivom in bremeni, prezračevanje, požarno varnost ter zaščito opreme. Pri nekaterih zasnovah lahko opravljajo tudi funkcijo sekundarnega zadrževanja, vendar zato še niso primarna zadrževalna tlačna meja.

V nadaljevanju se primerjava osredotoča predvsem na tisti del zadrževalnega sistema, ki sprejme začetni izpust iz poškodovanega reaktorskega hladilnega sistema in obvladuje z njim povezani porast tlaka in temperature.

PWR: velik volumen okoli razvejenega primarnega sistema

V tlačnovodnem reaktorju oziroma PWR voda v reaktorskem hladilnem sistemu zaradi visokega tlaka med prehodom skozi sredico ne zavre. Toploto prenese do uparjalnikov, kjer se na sekundarni strani proizvaja para za turbino.

Reaktorski hladilni sistem zato ni omejen na reaktorsko posodo. Vključuje tudi primarne cevovode, reaktorske črpalke, primarno stran uparjalnikov in tlačnik. Te komponente so prostorsko razporejene okoli reaktorske posode in skupaj tvorijo obsežen visokotlačni sistem.

Pri predpostavljeni nezgodi z izgubo hladila oziroma LOCA se lahko iz poškodovanega dela sistema v zadrževalni hram sprostita velika masa hladila in z njo povezana energija. Del vročega hladila zaradi nenadnega padca tlaka upari. Para, kapljice in vroče površine nato povzročijo porast tlaka in temperature v zadrževalnem volumnu.

Zadrževalna konstrukcija, njene penetracije in izolacijski elementi morajo prenesti analizirane obremenitve. Sistemi za obvladovanje energije morajo omejevati tlak in temperaturo ter dolgoročno odvajati toploto, vključno z razpadno toploto, ki po zaustavitvi reaktorja še naprej nastaja v gorivu.

Pri velikem suhem zadrževalnem hramu pomemben del začetnega odziva zagotavlja velik prosti volumen, v katerega se razširi izpust iz reaktorskega hladilnega sistema. Toploto začasno prevzamejo tudi konstrukcije in druge notranje površine, nato pa jo glede na zasnovo odvajajo pršni sistemi, hladilniki zadrževalnega hrama ali drugi sistemi za odvod toplote.

Izraz suhi ne pomeni, da v zadrževalnem hramu ni vode ali vodnih sistemov. Pomeni, da omejevanje začetnega porasta tlaka ne temelji na usmerjanju izpuščene pare pod gladino velikega vodnega bazena, kakor je značilno za zadrževalne sisteme BWR z omejevanjem tlaka s kondenzacijo pare.

Takšna ureditev pojasni značilno podobo številnih PWR. Zadrževalni hram mora obdajati reaktorsko posodo, zanke primarnega sistema, uparjalnike, reaktorske črpalke in tlačnik, zato je zadrževalni volumen velik. Zunanja zaščitna konstrukcija lahko notranji tlačni meji sledi tako tesno, da se z javnega vidika vse skupaj bere kot ena sama masivna kupola.

Toda niti pri PWR zunanja podoba ne pove vsega. Notranji tesni plašč, armiranobetonska konstrukcija, morebitna zunanja zaščitna zgradba in drugi okoliški deli imajo lahko različne projektne funkcije. Nuklearna elektrarna Krško je tlačnovodni reaktor in je domač, prepoznaven primer takšne prostorske logike, vendar njene izvedbe ne smemo posplošiti na vse PWR.

Konkreten primer PWR: od KSNP+ do OPR-1000

Zgodovinski prerez z naslovom KSNP+ Improved Korean Standard Nuclear Power Plant prikazuje zasnovo, namenjeno enotam Shin-Kori 1 in 2 ter Shin-Wolsong 1 in 2. Plakat iz leta 2003 uporablja takratno razvojno oznako KSNP+, podatkovna zbirka IAEA PRIS pa enoti Shin-Kori 1 in 2 danes vodi kot OPR-1000.

OPR-1000 je tlačnovodni reaktor z dvema zankama reaktorskega hladilnega sistema. Njegov prerez je uporaben, ker na enem mestu pokaže več različnih prostorskih in funkcionalnih ravni: osrednjo zadrževalno zgradbo z reaktorskim sistemom, turbinsko zgradbo, pomožne prostore, območja za ravnanje z gorivom ter podporne sisteme.

Prerez pa je treba brati disciplinirano. Kupolasta zgradba nakaže območje zadrževalnega sistema, vendar sama ilustracija še ni dovoljenjska risba zadrževalne tlačne meje. Za določitev natančnega poteka meje bi potrebovali projektno dokumentacijo, podatke o tesnilni oblogi, penetracijah, loputah, zračnih zaporah in izolacijskih ventilih.

Opomba o poimenovanju: Kori-2 in Shin-Kori 2 nista ista reaktorska enota niti ista reaktorska zasnova. Kori-2 je starejši Westinghousov dvozankovni PWR. Shin-Kori 1 in 2 sta OPR-1000, Shin-Kori 3 in 4 pa pripadata poznejši zasnovi APR-1400. Pri slikah in prerezih zato ime lokacije ni dovolj. Vedno je treba preveriti enoto in model reaktorja.

Ta primer lepo pokaže še nekaj: standardizacija reaktorja ne izbriše razlike med zadrževalno funkcijo in celotno zgradbo. Nasprotno, prav natančen prerez omogoči, da ju začnemo ločevati.

BWR: neposredni parni krog spremeni razporeditev

V vrelnih reaktorjih oziroma BWR voda zavre že v reaktorski posodi. Para se v zgornjem delu posode loči od vode, osuši in po glavnih parovodih odteka neposredno proti turbini. Klasični BWR zato nima uparjalnikov in tlačnika, kakršne poznamo pri PWR.

Ta razlika spremeni prostorsko razporeditev reaktorskega hladilnega sistema. Velik del procesa nastajanja in ločevanja pare poteka v reaktorski posodi. Primarni zadrževalni sistem pri zasnovah Mark I in Mark II je zato lahko precej kompaktnejši od velikega suhega zadrževalnega hrama PWR.

Neposredna pot pare pa pomeni tudi, da glavni parovodi in drugi cevovodi prečkajo primarno zadrževalno mejo. Njihove penetracije ter notranji in zunanji izolacijski ventili so zato bistven del zadrževalne logike. Če pot omogoča izpust mimo projektno upoštevane meje ali mimo bazena za kondenzacijo pare, ne gre več samo za vprašanje oblike, temveč za morebitni obvod zadrževalnega sistema.

Kompaktnejši torej ne pomeni manj pomemben. Pomeni, da se sproščena masa in energija obvladujeta drugače.

Mark I in Mark II: dva prostora, ena funkcionalna celota

Pri BWR Mark I primarni zadrževalni sistem sestavljata suhi zadrževalni prostor (drywell) in komora z bazenom za kondenzacijo pare (wetwell oziroma suppression chamber).

V suhem zadrževalnem prostoru so reaktorska posoda ter pripadajoči deli recirkulacijskega sistema. Wetwell vključuje velik vodni bazen (suppression pool) in plinski prostor nad njegovo gladino. Pri Mark I ima komora značilno obročasto obliko, zaradi katere jo pogosto imenujemo torus.

Drywell in wetwell nista dve neodvisni varnostni pregradi. Povezana sta s sistemom prehodov in iztočnih cevi ter skupaj tvorita primarni zadrževalni sistem. Njuno razmerje je funkcionalno: prvi prostor sprejme začetni izpust, drugi s kondenzacijo pare omejuje tlačni odziv.

Mark II uporablja isto osnovno fizikalno načelo, vendar drugačno geometrijo. Komora z vodnim bazenom je praviloma nameščena pod suhim zadrževalnim prostorom, zato ne tvori značilnega obročastega torusa Mark I. Razlika med Mark I in Mark II torej ni samo v silhueti, temveč tudi v razporeditvi prostorov, povezovalnih poti in konstrukcijskih obremenitev.

Bazen ni dodatek, temveč del tlačnega odziva

Pri nezgodi z izgubo hladila v BWR Mark I ali Mark II se v drywell sprosti mešanica vode in pare. Ko tlak v drywellu naraste, se plini in para po povezovalnem sistemu usmerijo do iztokov pod gladino bazena v wetwellu.

Ko para vstopi v hladnejšo vodo, kondenzira. Pri tem se njen specifični volumen močno zmanjša, energija pa se prenese v vodo. Kondenzacija tako omeji porast tlaka, ki bi bil v enako majhnem suhem volumnu brez vodnega bazena bistveno večji.

Pri tem moramo razlikovati dve poti, ki se v poenostavljenih diagramih pogosto pomešata.

Ob LOCA v drywellu se sproščena para in plini proti bazenu usmerjajo skozi povezovalni sistem med drywellom in wetwellom. Ob odpiranju varnostno-razbremenilnih ventilov reaktorske posode pa para potuje po ločenih izpustnih ceveh neposredno do iztokov pod gladino bazena. V obeh primerih se uporablja kondenzacijska sposobnost bazena, vendar pot in začetni dogodek nista ista.

Bazen prav tako ni neskončen hladni ponor. Voda prevzame energijo in se segreva, nekondenzirajoči plini pa se zbirajo v plinskem prostoru wetwella. Za dolgoročno obvladovanje dogodka morajo sistemi za odvod zaostale toplote hladiti bazen in ohranjati potrebne zaloge vode. Začetno omejevanje tlaka je zato samo prvi del odziva.

Prehod plinov in pare skozi bazen povzroča tudi hidrodinamične obremenitve. Začetno izpodrivanje vode iz iztočnih cevi, nastajanje in sesedanje mehurjev, nihanje kondenzacije ter dvig gladine lahko obremenjujejo konstrukcije, cevovode in opremo. Bazen torej ni preprosta posoda z vodo, temveč analiziran del tlačno-temperaturnega in konstrukcijskega odziva zadrževalnega sistema.

Prav tako bazen sam zase ni zadrževalni hram. Projektno upoštevano tlačno mejo sestavljajo drywell, wetwell, njune povezave, konstrukcijski plašči, penetracije, lopute in izolacijski elementi. Bazen je ključen funkcionalni del obvladovanja energije, ne pa celotna meja.

Kje je potem reaktorska zgradba?

Pri BWR Mark I in Mark II je primarni zadrževalni sistem praviloma nameščen znotraj večje reaktorske zgradbe. To je eden najjasnejših primerov, zakaj zunanja zgradba in primarni zadrževalni sistem nista ista stvar.

Reaktorska zgradba zagotavlja prostor za opremo, dostop, ravnanje z gorivom, vzdrževanje, prezračevanje in druge obratovalne funkcije. Pri številnih zasnovah BWR so določeni deli te zgradbe hkrati projektno upoštevani kot sekundarni zadrževalni sistem.

Sekundarni zadrževalni sistem ni še ena visokotlačna različica primarnega. Njegova naloga je drugačna. Ob izolaciji zgradbe lahko ustrezen prezračevalni sistem vzpostavi podtlak, tako da netesnosti povzročajo vtok zraka v nadzorovano območje, ne nenadzorovanega iztoka iz njega. Zrak se nato odvaja po predvideni poti in po potrebi filtrira v skladu z zasnovo elektrarne.

Zato ima lahko ista reaktorska zgradba več vlog. V normalnem obratovanju je del infrastrukture. Ob določenih dogodkih lahko sodeluje pri sekundarnem zadrževanju in nadzorovanem odvajanju zraka. Še vedno pa ni primarna zadrževalna tlačna meja, ki sprejme začetni izpust iz poškodovanega reaktorskega hladilnega sistema.

Mark III ni samo večji Mark II

Oznake Mark I, Mark II in Mark III ne pomenijo treh velikosti iste posode.

Mark I je prepoznaven po kompaktnem drywellu in ločeni obročasti komori za omejevanje tlaka. Pri Mark II je wetwell praviloma nameščen pod drywellom. Mark III je prostorninsko večji in konstrukcijsko drugače razporejen zadrževalni sistem, čeprav prav tako uporablja vodni bazen za kondenzacijo pare in omejevanje tlaka.

Podatki NRC za ameriške zasnove kažejo, da je prostornina Mark III približno petkrat večja od prostornine Mark I in dosega velik del prostornine velikega suhega zadrževalnega hrama PWR. Mark III zato ne ustreza poenostavljenemu pravilu, da ima vsak BWR majhen primarni zadrževalni sistem.

Za tehnično razlago moramo vedno navesti, o kateri generični zasnovi zadrževalnega sistema govorimo. Beseda BWR sama ne določa geometrije zadrževalnega sistema.

Kam v to primerjavo sodijo VVER

VVER ni tretji termohidravlični princip ob PWR in BWR. Reaktorji VVER so tlačnovodni reaktorji, vendar njihova razvojna zgodovina vključuje zelo različne rešitve za zadrževanje posledic nesreč.

Številne zasnove VVER-1000 uporabljajo polnotlačni zadrževalni hram, ki je po osnovni logiki bližji velikemu zadrževalnemu sistemu PWR. VVER-440/V213 uporablja sistem hermetičnih prostorov in stolp z mehurčnim kondenzatorjem (bubbler condenser), v katerem vodne zaloge sodelujejo pri kondenzaciji pare in omejevanju tlaka. Starejše zasnove VVER-440/V230 pa so imele drugačne sisteme lokalizacije nesreče in zadrževanja, ki jih ne smemo samodejno enačiti s sodobnim polnotlačnim zadrževalnim hramom.

Zato tudi oznaka PWR ni dovolj za sklepanje po zunanjosti. Primerjava VVER zahteva svoj zapis, ker mora ločiti najmanj različice V230, V213 in VVER-1000 ter njihove poznejše varnostne nadgradnje. V tem članku služijo predvsem kot opozorilo, da družina reaktorja in tip zadrževalnega sistema nista ista klasifikacija.

Kako pravilno beremo prerez

Pri prerezu elektrarne najprej poiščemo reaktorski hladilni sistem in vprašamo, kje bi se ob predpostavljeni poškodbi sprostila masa in energija. Nato sledimo poti pare, vode in nekondenzirajočih plinov.

Ali izpust ostane v velikem suhem volumnu? Ali ga povezovalni sistem usmeri pod gladino vodnega bazena? Katera konstrukcija mora zadržati nastali tlak? Kje so njene penetracije, lopute in zračne zapore? Kateri ventili izolirajo cevovode, ki prečkajo mejo? Ali obstaja pot, ki bi zadrževalni sistem obšla? Kateri sistemi obvladujejo začetni tlačni vrh in kateri dolgoročno odvajajo toploto?

Šele po teh vprašanjih lahko določimo primarno zadrževalno mejo in jo ločimo od okoliške reaktorske zgradbe, sekundarnega zadrževalnega sistema ter podpornih sistemov.

Takšno branje je zanesljivejše od ugibanja po obliki. Pri PWR lahko velika kupola približno sledi zadrževalnemu volumnu. Pri BWR Mark I lahko zunanja reaktorska zgradba skriva precej manjši primarni zadrževalni sistem z dvema funkcionalno povezanima prostoroma. Pri VVER-440/V213 pa lahko pot pare vodi skozi sistem hermetičnih prostorov do mehurčnega kondenzatorja.

V vseh primerih je odločilna pot mase in energije, ne zunanja silhueta.

Enaka funkcija ne pomeni enake rešitve

PWR in BWR morata ob nesreči ohraniti zadrževalno funkcijo, vendar sorodnega fizikalnega izziva ne obvladujeta z enako razporeditvijo.

Pri tipičnem PWR z velikim suhim zadrževalnim hramom obsežen zadrževalni volumen obdaja prostorsko razvejen reaktorski hladilni sistem in sprejme njegov izpust. Pri BWR Mark I in Mark II kompaktnejši primarni zadrževalni sistem paro usmeri v vodni bazen, kjer kondenzacija omeji porast tlaka. Okoliška reaktorska zgradba lahko pri tem opravlja infrastrukturne naloge in, če je tako projektirana, funkcijo sekundarnega zadrževanja.

Nobena od teh rešitev ni določena samo z obliko zgradbe. Vsaka je rezultat razporeditve komponent, analiziranih dogodkov, tlačnih in temperaturnih obremenitev, izolacijskih zahtev, dovoljenih netesnosti ter načina kratkoročnega in dolgoročnega odvajanja energije.

Zato tehnična primerjava zadrževalnih sistemov ne začne pri kupoli. Začne se pri vprašanju:

Kam gresta masa in energija, ko reaktorski hladilni sistem ni več celovit?

Odgovor pokaže, kje je zadrževalna meja, kateri sistemi jo podpirajo in zakaj ima takšno obliko.

V naslednjem delu bomo isti dogodek pogledali časovno: od začetnega izpusta ob nezgodi z izgubo hladila do porasta tlaka, prenosa toplote in dolgoročnega ohlajanja zadrževalnega sistema.

Terminološka opomba

Angleška izraza drywell in wetwell sta ob prvem pojavu ohranjena, ker opisujeta konkretna funkcionalna dela zadrževalnih sistemov BWR. Drywell je pojasnjen kot “suhi zadrževalni prostor”, wetwell pa kot “komora z bazenom za kondenzacijo pare”.

Izraz pressure suppression je preveden opisno kot “omejevanje tlaka s kondenzacijo pare”. Izraz “tlačno razbremenjevanje” v tem kontekstu ni uporabljen, ker bi ga bilo mogoče zamenjati z nadzorovanim odzračevanjem oziroma ventingom zadrževalnega sistema.

Izraz suppression pool je pojasnjen kot “bazen za kondenzacijo pare”. S tem je poudarjen fizikalni mehanizem, zaradi katerega bazen sodeluje pri omejevanju tlaka.

Opomba k slikam in gradivu

Naslovna fotografija: Korea Kori NPP / IAEA Imagebank, prek Wikimedia Commons, CC BY-SA 2.0. Obrez in barvna prilagoditev: By the Protocol. Prilagojena fotografija je objavljena pod licenco CC BY-SA 2.0.

KSNP+/OPR-1000: Izsek iz prereza zasnove KSNP+ za enoti Shin-Kori 1 in 2 ter Shin-Wolsong 1 in 2. Vir: Nuclear Engineering International, izdelano v sodelovanju s KOPEC. Zasnova in ilustracija: Mahjong Partnership, 2003.

BWR Mark I, Mark II in Mark III: Zgodovinski shematski prerezi zasnov zadrževalnih sistemov General Electric. Uporabljeni so kot primerjalne tehnične ponazoritve; izvirno avtorstvo in pravice ostajajo pri General Electric.

VVER-440/V213: Prirejena in prevedena shema zadrževalnega sistema z mehurčnim kondenzatorjem. Prirejeno po: Blinkov, V. N., et al., Experimental Studies for the VVER-440/213 Bubble Condenser System for Kola NPP at the Integral Test Facility BC V-213, 2012, slika 1, CC BY 3.0. Grafična in jezikovna prilagoditev: By the Protocol.

Besedilo, uredniška obdelava in izvirne grafične prilagoditve, ki so posebej označene, so delo Elite Studio 3D / By the Protocol. Avtorske pravice za uporabljeno zunanje vizualno gradivo ostajajo pri navedenih avtorjih in imetnikih pravic.

Viri za tehnični pregled

• IAEA SSG-53: Design of the Reactor Containment and Associated Systems for Nuclear Power Plants
• U.S. NRC: Issue 157, Containment Performance
• U.S. NRC: Issue 61, SRV Line Break Inside the BWR Wetwell Airspace of Mark I and II Containments
• U.S. NRC: Generic Letter 79-13, Suppression Pool Temperature Limits
• IAEA: Advanced PWR Simulator based on the OPR-1000
• IAEA PRIS: Shin-Kori 1, OPR-1000
• IAEA PRIS: Shin-Kori 2, OPR-1000
• IAEA: Development of new nuclear power plants in the Republic of Korea, KSNP+
• IAEA INIS: Containment and confinement performance in NPPs with WWER-440/213 and WWER-440/230 reactors
• Nuklearna elektrarna Krško: Zadrževalni hram

BWR drywell izolacija zadrževalnega hrama jedrska varnost KSNP+ LOCA omejevanje tlaka OPR-1000 primarni zadrževalni sistem PWR Reaktorski sistemi sekundarni zadrževalni sistem suppression pool tlačna meja tlačnovodni reaktor vrelni reaktor VVER wetwell zadrževalni hram

Last modified: 28. avgusta 2026