Nuclear.pl: Reaktor z USA w Polsce nie zardzewieje (POLEMIKA)
Tekst Jakuba Kostki ze stowarzyszenia „Z energią o prawie” zwraca uwagę na możliwość zaistnienia korozji w obudowie bezpieczeństwa reaktora, która w sytuacjach awaryjnych mogłaby prowadzić do niekontrolowanego uwolnienia substancji promieniotwórczych. Na portalu Nuclear.pl ukazała się polemika w tej sprawie.
Amerykański atom w Polsce
Opis systemu odprowadzania ciepła powyłączeniowego przedstawiony w artykule jest, oględnie rzecz ujmując, niedoskonały. Tym niemniej sam tekst odnosi się do zarzutu faktycznie podnoszonego na etapie procesu wydawania zezwoleń na budowę bloków z reaktorami AP1000 w przeszłości, który wart jest rzetelnego przybliżenia.
Reaktor AP1000 (a przed nim niezrealizowana mniejsza konstrukcja AP600) wykorzystuje szczególną koncepcję pasywnego odprowadzania ciepła powyłączeniowego w przypadku ciężkich awarii. Skrótowo rzecz ujmując, wytworzona w sytuacji awaryjnej para uwalniana jest z reaktora do wnętrza stalowej obudowy bezpieczeństwa, a następnie skrapla się na jej wewnętrznej powierzchni i spływa grawitacyjnie z powrotem do rdzenia. Aby skraplanie mogło następować efektywnie, ciepło od stalowej obudowy bezpieczeństwa odbierane jest przez powietrze atmosferyczne omywające obudowę od zewnątrz, przepływające przez przestrzeń pomiędzy stalową obudową a zewnętrzną betonowa konstrukcją budynku reaktora oraz dodatkowo przez wodę, którą stalowa obudowa zraszana jest od góry. W rozwiązaniu tym zewnętrzna konstrukcja betonowa, która pełni rolę swoistej chłodni kominowej, nie jest zatem szczelna – są w niej wykonane charakterystyczne otwory wlotowe powietrza (w górnej części cylindrycznej części obudowy) oraz wylot (na szczycie). Z tego powodu w niektórych porządkach regulacyjnych konstrukcja ta nie jest uznawana za obudowę bezpieczeństwa i nazywana „budynkiem osłonowym” (ang. „shield building”) – uznaje się wtedy, że AP1000 wyposażony jest tylko w jedną obudowę (w polskim prawie jest akurat inaczej i uznajemy, że obudowa jest podwójna – jest to kwestia definicyjna).
Takie rozwiązanie zapewnia możliwość odprowadzenia ciepła powyłączeniowego w warunkach ciężkiej awarii bez jakiegokolwiek zasilania i interwencji operatorów przez 72 godziny – wszystkie procesy niezbędne do „zadziałania” chłodzenia są pasywne i wynikają wprost z praw fizyki. Dzięki tym rozwiązaniom analizy bezpieczeństwa prowadzone dla bloków z reaktorami AP1000 wskazują na bardzo wysoki poziom bezpieczeństwa tej konstrukcji, wyrażany niskimi wartościami częstości stopienia rdzenia i częstości dużych uwolnień.
Nietypowa konstrukcja obudowy bezpieczeństwa reaktora AP1000 spotkała się jednak na etapie wydawania zezwoleń dla nowych obiektów przez amerykańską Komisję Dozoru Jądrowego z zarzutem, do którego odnosi się wspomniany wyżej artykuł. Grupa podmiotów we wniosku skierowanym do dozoru podniosła ryzyko związane z potencjalną korozją stalowej obudowy bezpieczeństwa. Jak wskazywano, osłabienie konstrukcji obudowy wywołane korozją mogłoby w sytuacji ciężkiej awarii doprowadzić do utraty szczelności jedynej bariery pomiędzy zawierającą substancje promieniotwórcze uwolnione z rdzenia parą uwolnioną do wnętrza obudowy a powietrzem atmosferycznym. Podnoszono także, że w przeszłości dochodziło do wykrycia uszkodzeń korozyjnych w stalowych obudowach bądź wykładzinach obudów w eksploatowanych amerykańskich elektrowniach jądrowych, mimo że obudowy te były poddawane reżimowi inspekcji eksploatacyjnych zgodnie z właściwymi normami ASME (konkretnie ASME BPVC Section XI), zgodnie z wymaganiami amerykańskiego dozoru. Równocześnie wskazywano, że obudowa AP1000 będzie bardziej narażona na korozję z uwagi na jej ciągłe omywanie powietrzem atmosferycznym (potencjalnie także zasolonym, w przypadku lokalizacji nadmorskich) i ewentualne zraszanie w procesie prób układów awaryjnego odprowadzania ciepła – procesy niewystępujące w innych konstrukcjach reaktorów.
Zarzuty te zostały w 2010 roku zgłoszone formalnie amerykańskiemu dozorowi jądrowemu. Dozór jednak nie uznał podniesionych w przedstawionych dokumentach racji. Co do zasady przedstawione powyżej fakty są prawdziwe – istotnie obudowa jest poddawana wpływowi powietrza i istotnie dochodziło do przypadków stwierdzenia korozji w eksploatowanych obudowach. Dozór wskazał jednak, że w przypadku konstrukcji AP1000 uwzględniono środki ochrony bardziej restrykcyjne, niż w przypadku starszych konstrukcji mniej narażonych na korozję. Najistotniejszym chyba jest zwyczajnie zapewnienie odpowiedniej grubości ścianki obudowy, która uwzględnia zapas na degradację w toku eksploatacji. Ponadto program bieżących inspekcji stanu obudowy daleko wykracza poza to, czego wymagają krytykowane jako niewystarczające normy ASME, a konstrukcja obudowy i budynku zapewniają dobry dostęp do obu powierzchni obudowy, co pozwala na regularną kontrolę jej stanu w trakcie eksploatacji instalacji. Zaprojektowano także systemy uszczelnień blokujących dostęp powietrza atmosferycznego do części powierzchni, gdzie nie jest on niezbędny.
Warto tu także przypomnieć, że wykrycie uszkodzeń korozyjnych na tego typu konstrukcji nie oznacza utraty ciągłości powłoki i szczelności obudowy – zapewnia to już sama grubość ścianki obudowy. Zgodnie z projektem grubość ścianki części cylindrycznej obudowy wynosi 1,750 in czyli 44,45 mm. W dolnej części, w rejonie uznanym za ponadstandardowo narażony na korozję (przy granicy pomiędzy częścią narażoną na wpływ powietrza i dolną sekcją osadzoną w betonie), ścianka jest jeszcze grubsza i ma 1,875 in czyli 47,63 mm. Wreszcie należy wskazać, że potencjalnie wskazywany problem mógłby przynieść jakiekolwiek narażenie ludności tylko w sytuacji, w której skrajnie mało prawdopodobne zaistnienie niewykrytych ognisk korozji prowadzących do utraty szczelności zbiegłoby się w czasie z także skrajnie mało prawdopodobną awarią prowadzącą do znaczącego rozszczelnienia obiegu chłodzenia reaktora – to drugie zdarzenie miało w dotychczasowej historii cywilnych reaktorów wodnych ciśnieniowych miejsce tylko raz (w Three Miles Island). Czyli mówiąc prościej, żeby najpierw niepostrzeżenie przerdzewiało (prawie) na wylot 4,5 cm stali, a potem doszło do ciężkiej awarii reaktora.
Z tych powodów amerykański dozór nie uznał podniesionych zarzutów za wymagające rewizji konstrukcji instalacji z reaktorem AP1000. Warto także wskazać, że reaktory tego typu zostały także dopuszczone do eksploatacji przez dozór chiński (gdzie cztery tego typu instalacje są eksploatowane a kolejne są obecnie budowane) oraz brytyjski (gdzie do budowy ostatecznie nie doszło ze względu na wycofanie się inwestora, ale AP1000 otrzymał homologację w ramach procedury General Design Assessment). Dlatego też wydaje się, że nazywanie z tego powodu AP1000 „kolosem na glinianych nogach” i wieszczenie „drugiego Windscale” (chodzi tu o odniesienie do awarii brytyjskiego reaktora produkującego pluton dla celów zbrojeniowych, do której doszło w 1957 roku) są cokolwiek nieuzasadnione.
