Polski Atom

Są to warstwy stojące na drodze między szkodliwym promieniowaniem i materiałami promieniotwórczymi a ludźmi i środowiskiem:

• Pierwszą barierą jest mocna, ceramiczna pastylka paliwowa, która utrzymuje szkodliwe substancje wewnątrz swojej struktury.
• Kolejna to cylindryczna, metalowa koszulka elementu przechowującego pastylki paliwowe we wnętrzu reaktora (ma ona postać długiej cienkiej rurki).
• Trzecią barierę stanowią ściany zbiornika reaktora i rurociągów bezpośrednio do niego podłączonych. Zazwyczaj mają one grubość 20 centymetrów i są niewiarygodnie wytrzymałe – nacisk który wytrzymują podczas normalnej pracy odpowiada takiemu, jaki wywrze 230 czołgów Rudy 102 (radzieckie czołgi T-34) ustawionych jeden na drugim!
• Następną barierą są systemy bezpieczeństwa otaczające reaktor i elementy budujące obieg w którym krąży woda omywająca rdzeń reaktora.
• Piątą barierę stanowi wewnętrzny, metalowy płaszcz stanowiący pierwszą warstwę obudowy bezpieczeństwa – hermetycznego budynku pełniącego rolę bunkra, którego Konstrukcja jest w stanie wytrzymać nadciśnienie kilku atmosfer i w przypadku awarii stanowi skuteczną osłonę przed wydostaniem się substancji promieniotwórczych na zewnątrz.
• Szóstą – żelazobetonowa obudowa bezpieczeństwa o grubości około 1,3 metra (ta bariera zatrzymała ponad 99% promieniowania w czasie awarii w Three Mile Island oraz wytrzymała wybuch wodoru. Tego typu obudowy zabrakło w Fukushimie).

Głównym celem projektantów trzeciej generacji reaktorów jądrowych było wyposażenie nowego typu urządzeń w szereg cech i układów zabezpieczeń, które spełniają swoje funkcje bez doprowadzania energii z zewnątrz, opierając się na podstawowych prawach natury, na przykład grawitacji (tzw. pasywne układy bezpieczeństwa).

Jedną z podstawowych cech, świadczących o bezpieczeństwie reaktorów, jest wykorzystywanie w nich zwykłej wody pod postacią cieczy, jako substancji zapewniającej ciągłość reakcji łańcuchowej będącej źródłem energii cieplnej reaktora. Gdyby temperatura wewnątrz reaktora podniosła się na tyle, że spowodowałaby zmianę cieczy w parę, reakcja łańcuchowa samoczynnie zaczęłaby się wygaszać, bez czynnika, który powodował jej utrzymanie – wody pod postacią cieczy.

Innym wykorzystaniem podstawowych praw fizyki w zapewnieniu bezpieczeństwa reaktora jest wykorzystanie siły ciążenia do awaryjnego wyłączenia reaktora za pomocą prętów bezpieczeństwa zawierających substancję wygaszającą reakcję łańcuchową. Pręty te zawieszone są nad zbiornikiem reaktora na elektromagnesach – w razie wystąpienia braku zasilania w elektrowni, elektromagnesy przestają działać i niczym nie utrzymywane pręty spadają pod własnym ciężarem do wnętrza reaktora, zatrzymując reakcję rozszczepienia i tym samym wyłączając reaktor.

Ponieważ reaktor musi być chłodzony także po wyłączeniu (temperatura nie spada natychmiast, tylko stopniowo, jak w piecu do którego zapomniano dorzucić węgla), siłownie III generacji wyposażone są także w układy które zapewnią chłodzenie wyłączonego reaktora. Wykorzystują one jedynie proces konwekcji, który sprawia, że czynnik chłodzący – woda – krąży w układzie chłodzenia jedynie w wyniku różnicy temperatur, odbierając ciepło z reaktora. Gdyby jednak zaczynało brakować wody w układzie chłodzącym, zostanie ona dostarczona z dodatkowych zbiorników, skąd wypłynie pod własnym ciężarem, wykorzystując siłę grawitacji. Hermetyczność budynku reaktora sprawi, że gdy ciecz w wyniku wysokiej temperatury odparuje, to nie uleci ona do atmosfery, a po skropleniu się spłynie do odpowiednich zbiorników i może zostać ponownie użyta, gdyby zaszła taka konieczność.

Projekty reaktorów III generacji zakładają, że w wypadku wystąpienia maksymalnej możliwej awarii uwzględnionej w projekcie nie będą wymagać interwencji operatora przez 72 godziny. Inaczej mówiąc, reaktor taki będzie mógł być pozostawiony sam sobie przez trzy dni, aby układy bezpieczeństwa mogły bez ingerencji z zewnątrz doprowadzić go do bezpiecznego, ustabilizowanego stanu.

Oczywiście, aby zapewnić bezpieczeństwo w każdej sytuacji, systemy awaryjne w elektrowniach III generacji korzystają z różnych źródeł energii. Na przykład, oprócz zjawiska konwekcji w układach chłodzenia, stosuje się także pompy napędzane parą wodną oraz pompy napędzane silnikami elektrycznymi – w zależności od tego, jaki sposób rozprowadzania czynnika chłodzącego w układach okaże się najbardziej odpowiedni w danej chwili.

Każdy z takich różnorodnych układów jest jeszcze dodatkowo zwielokrotniany – musi występować co najmniej trzykrotnie i to w różnych miejscach, aby przyczyna uszkodzenia jednego z układów nie wpływała w żaden sposób na działanie jego zamiennika. Każdy z układów podlega też zasadzie, w myśl której będzie on spełniał swoją rolę nawet jeśli jeden z jego elementów nie będzie działał.

Siłownie jądrowe III generacji zabezpieczone są także na wypadek stopienia się rdzenia reaktora. Pierwsze z zabezpieczeń polega na zalaniu wodą wnętrza obudowy bezpieczeństwa, dzięki czemu rdzeń jest stale chłodzony od zewnątrz i utrzymywany w stalowym, grubościennym zbiorniku reaktora.

Zastosowana w elektrowniach III generacji technologia uwzględnia nawet zbieg wydarzeń, podczas którego stopiony rdzeń wydostaje się ze zbiornika reaktora – sytuację tak wysoce nieprawdopodobną, że konstruktorzy poprzednich generacji siłowni opartych na reaktorach wodnych nie uwzględniali jej w swoich planach. W takim wypadku rdzeń pozostanie całkowicie wewnątrz obudowy bezpieczeństwa i zostanie wychłodzony zastygając na dnie specjalnego pojemnika. Gdyby elektrownia w Fukushimie była elektrownią III generacji, nie doszłoby do awarii z marca 2011 r. lub w najgorszym przypadku miałaby ona skutki wyłącznie wewnątrz samej elektrowni i nie byłoby potrzeby ewakuowania ludności.