Już czas na energie atomową w Polsce, jak wynika z artykułu „Westinghouse chce dostarczyć technologię AP1000 do Polski" https://biznesalert.pl/westinghouse-budowa-elektrowni-jadrowej-w-polsce-ap1000-atom-umowa-polska-usa-energetyka/.  Według autora artykułu, elektrownie jądrowe Westinghouse AP1000 nie tylko gwarantują najwyższy dostępny na rynku poziom bezpieczeństwa i funkcjonalności. Biją też rekordy pod względem łatwości procesu oraz czasu trwania rozruchu i przestojów związanych z uzupełnianiem paliwa.  W Chinach wyróżniają się wysokimi współczynnikami wydajności – powiedział David Durham, prezes Energy Systems and Environmental Services, Westinghouse. – Nasza technologia jest podstawą dla około połowy działających elektrowni jądrowych na świecie. Chcemy wprowadzić tę wiodącą i bezemisyjną technologię do Polski, aby mogła przyczynić się do zapewnienia bezpieczeństwa energetycznego kraju – dodał David Durham.

Historycznie rzecz biorąc  wszystko się zaczęło przez przypadek, kiedy  zjawisko rozszczepienia jądra atomowego, konkretnie uranu 235  odkryli w 1938 roku Otto Hahn i Fritz Straßmann.  Odkrycie Otto Hana zinterpretowała i opisała jego współpracownica Lise Meitner w 1939 roku, która uciekła z nazistowskich Niemiec do Szwecji.  Lise Meitner wraz ze swoim siostrzeńcem Otto Robertem Frischem opublikowali artykuł „Disintegration of Uranium by Neutrons: a New Type of Nuclear Reaction” (Nature, 143, 239-240), wyjaśniając w nim podstawy teoretyczne zjawiska rozszczepienia jądra atomowego. Upraszczając sens odkrycia artykuł wyjaśniał istotę zjawiska rozszczepienia, według którego pojedynczy akt rozszczepienia jądra atomowego może w sprzyjających warunkach indukować (poprzez emitowane neutrony) dalsze rozszczepienia, prowadząc do reakcji łańcuchowej, co może znaleźć zastosowanie w reaktorze jądrowym i bombie atomowej (pośrednio również bombie wodorowej i neutronowej ze względu na sposób inicjacji syntezy jądrowej w tych bombach). Z praktycznego punktu widzenia największe znaczenie mają własności rozszczepienia jąder, które ulegają rozszczepieniu już  przy bombardowaniu neutronami o małej energii.  Opublikowany artykuł wywołał reakcje światowych fizyków Leó Szilárd, Eugene Wigner, Edward Tellera, którzy napisali list do Franklina Delano Roosevelta, podpisany przez Alberta Einsteina jesienią 1939 roku: https://commons.wikimedia.org/wiki/File:Einstein-Roosevelt-letter.png.   Tłumaczenie listu oraz tło historyczne projektu Manhattan można znaleźć na stronie: https://www.kwantowo.pl/2015/09/08/szanowny-panie-potrzebujemy-bomby/. Wracając na nasze podwórko, dyskusja na temat elektrowni atomowych  dotyczy obecnie wyboru najkorzystniejszej oferty biznesowej dotyczącej budowy kilku elektrowni atomowych o planowanej mocy rzędu 9000 MW w czterech lokalizacjach.

Ponieważ jednym z głównym kandydatem jest firma Westinghouse Electric,  która połączyła swoje doświadczenie z dorobkiem technicznym i naukowym   firmy Toshiba, analizę patentowa „Westinghouse AP1000 advanced passive plant” https://pl.wikipedia.org/wiki/Westinghouse_AP1000, rozpoczyna  patent:

US8559583 PASSIVE COOLING AND DEPRESSURIZATION SYSTEM AND PRESSURIZED WATER NUCLEAR POWER PLANT, Toshiba Corp. Sato et al. Data patentu: 15.10.2013. Przedmiotem patentu jest pasywny układ chłodzenia i obniżania ciśnienia dla elektrowni jądrowej z wodą pod ciśnieniem, mającej zbiornik ciśnieniowy reaktora do przechowywania rdzenia reaktora chłodzonego przez chłodziwo pierwotne oraz urządzenie zwiększające ciśnienie wewnątrz granicy ciśnienia reaktora, gdzie główne przepływy chłodziwa i zbiornik zabezpieczający zawierający zbiornik ciśnieniowy reaktora i urządzenie zwiększające ciśnienie, system pasywnego chłodzenia i obniżania ciśnienia, posiada basen z wodą chłodzącą; rurociąg doprowadzający parę rozciągający się z sekcji fazy gazowej urządzenia zwiększającego ciśnienie; wymiennik ciepła do wymiany ciepła między wodą zmagazynowaną w basenie z wodą chłodzącą, a parą przepływającą przez rurociąg doprowadzający parę; zawór doprowadzający parę umieszczony na rurociągu doprowadzającym parę; rurę powrotną chłodziwa rozciągającą się od wymiennika ciepła do fazy ciekłej granicy ciśnienia reaktora; oraz zawór wylotowy zamontowany na rurze powrotnej chłodziwa. Opis odwołuje sie do stanu techniki w dziedzinie konstrukcji konwencjonalnego reaktora ciśnieniowego  PWR (Pressurized water reactors)  z odniesieniem do pionowego przekroju Fig.7, poprzecznego pojemnika przechowawczego reaktora  elektrowni jądrowej,  używanego z konwencjonalnym PWR  z  bezpieczeństwem  biernym (AP1000).

W  AP1000  rdzeń  reaktora  1  jest  zawarty w  zbiorniku  ciśnieniowym reaktora  (RPV-Reactor pressure vessel) 2. Zbiornik ciśnieniowy reaktora 2 jest połączony z dwoma wytwornicami pary (SG-Steam generator) 3 zarówno za pomocą rury 4 z zimną odnogą, jak i rury 5 z gorącą odnogą.  Pompa chłodziwa reaktora (RCP-Reactor coolant pump) 6 jest bezpośrednio przymocowana do dna wytwornicy pary 3. Wszystkie te urządzenia i rury, które stanowią granicę ciśnienia w reaktorze, znajdują się w zbiorniku (CV-Containment vessel-pojemnik ochronny) 77. Zbiornik przechowawczy 77 w AP1000  jest najbardziej typowym zbiornikiem przechowawczym, zwanym „dużym suchym CV”, do stosowania w PWR. Naczynie zabezpieczające 77 jest wykonane ze stali, ponieważ jest przeznaczone do chłodzenia powietrzem z zewnątrz w razie wypadku.  Większość reaktorów PWR innych niż AP1000 używa raczej dużych suchych CV wykonanych ze sprężonego betonu.

W zbiorniku przechowawczym znajduje się wewnętrzny zbiornik magazynowy wody do tankowania (IRWST-Incontainment refueling water storage tank) 8.  Zamknięty zbiornik magazynujący wodę do uzupełniania paliwa 8 działa jako grawitacyjny układ chłodzenia, jeśli zdarzy się wypadek  z  utratą chłodziwa z powodu pęknięcia zimnej rury 4 lub tym podobnej awarii. Ten grawitacyjny system chłodzenia we współpracy z innymi pasywnymi systemami bezpieczeństwa (ECCS-Emergency core cooling system) zalewa dolną część zbiornika przechowawczego wodą do wyższego poziomu niż poziomu zimnej rury 4.  System jest zaprojektowany tak, że sito recyrkulacyjne jest otwierane, wprowadzając wodę zawsze do zbiornika ciśnieniowego 2 reaktora w celu bezpiecznego schłodzenia paliwa w rdzeniu reaktora.   Jeśli  woda wprowadzona do zbiornika ciśnieniowego 2 reaktora jest podgrzewana przez ciepło zaniku paliwa w rdzeniu reaktora, wytwarzana jest para i para ta wypełnia strefe gazową zbiornika zabezpieczającego 77, powodując wzrost temperatury i ciśnienia w pojemnik przechowawczy 77.

Budynek osłonowy 71 jest budowany na zewnątrz zbiornika zabezpieczającego 77. Basen z wodą chłodzącą 72 pasywnego systemu chłodzenia zbiornika PCS (Passive containment cooling)  znajduje się na szczycie budynku osłony 71. Basen wody chłodzącej 72 jest wypełniony  wodą chłodzacą 73. W przypadku utraty chłodziwa w reaktorze LOCA (loss-of-coolant accident), woda chłodząca PCS 73 spływa do zbiornika ochronnego 77.  Natomiast powietrze wpływa do budynku osłony 71 przez wlot powietrza chłodzącego 74, a następnie naturalna siła cyrkulacji dostarcza  powietrze przez szczelinę między powietrzem przegroda 75  i  ścianą zbiornika zabezpieczającego 77, aż powietrze zostanie wypuszczone na zewnątrz  obudowy przez  wylot ogrzanego powietrza 76  utworzony  w  górnej części budynku osłony 71. Drenaż wody chłodzącej PCS 73 i naturalna konwekcja powietrza służą do schłodzenia zbiornika przechowawczego 77 w bezpieczny sposób.  W ten sposób AP1000 może chłodzić rdzeń 1 reaktora i zbiornik zabezpieczający 77 z wyjątkowo wysoką niezawodnością tylko przez pasywne systemy bezpieczeństwa, które nie wymagają zewnętrznego źródła zasilania. Schemat blokowym pasywnego systemu usuwania ciepła resztkowego i systemu automatycznego obniżania ciśnienia AP1000 przedstawia Fig.8.

System pasywnego usuwania ciepła resztkowego (pasywny RHR-residual heat removal) AP1000 ma pasywny wymiennik ciepła RHR 61. Pasywny wymiennik ciepła RHR 61 jest zanurzony w wodzie 66 przechowywanej w zamkniętym zbiorniku magazynującym wodę do tankowania 8, przy czym zbiornik ten  jest umieszczony niżej niż platforma robocza 90.  Pasywny wymiennik ciepła RHR 61 jest połączony z rurą gorącej wody 5  za  pośrednictwem rury 62 doprowadzającej chłodziwo. Na rurze 62 doprowadzającej chłodziwo jest umieszczony zawór wlotowy 63. Pasywny wymiennik ciepła RHR 61 jest również połączony z rurą zimnego ramienia 4 w miejscu w pobliżu wylotu generatora pary 3 poprzez rurę powrotną 65 chłodziwa. Zawór wylotowy 64 jest umieszczony na przewodzie powrotnym 65 chłodziwa.

FIG.1 jest schematem blokowym pasywnego układu chłodzenia i obniżania ciśnienia elektrowni jądrowej z wodą pod ciśnieniem według pierwszego przykładu wykonania niniejszego wynalazku;  FIG.2 jest schematem blokowym pasywnego układu chłodzenia i obniżania ciśnienia elektrowni jądrowej z wodą pod ciśnieniem według drugiego przykładu wykonania niniejszego wynalazku;  FIG.3 jest schematem blokowym pasywnego układu chłodzenia i obniżania ciśnienia elektrowni jądrowej z wodą pod ciśnieniem według trzeciego przykładu wykonania niniejszego wynalazku; FIG.4 jest schematem blokowym pasywnego układu chłodzenia i obniżania ciśnienia pokazanego z pionowym przekrojem poprzecznym zbiornika przechowawczego elektrowni jądrowej z wodą pod ciśnieniem według czwartego przykładu wykonania niniejszego wynalazku; FIG.5 jest schematem blokowym pasywnego układu chłodzenia i obniżania ciśnienia pokazanego z pionowym przekrojem poprzecznym zbiornika przechowawczego elektrowni jądrowej z wodą pod ciśnieniem według piątego przykładu wykonania niniejszego wynalazku; FIG.6 jest schematem blokowym pasywnego układu chłodzenia i obniżania ciśnienia pokazanego z pionowym przekrojem poprzecznym zbiornika przechowawczego elektrowni jądrowej z wodą pod ciśnieniem według szóstego przykładu wykonania niniejszego wynalazku; FIG.7 jest pionowym przekrojem poprzecznym pojemnika przechowawczego używanego w konwencjonalnym pasywnym PWR bezpieczeństwa (AP1000);  FIG.8 jest schematem blokowym pasywnego systemu usuwania ciepła resztkowego i systemu automatycznego obniżania ciśnienia AP1000.

Elektrownia jądrowa na wodę pod ciśnieniem według tego przykładu wykonania ma rdzeń 1 reaktora umieszczony w zbiorniku ciśnieniowym  2 reaktora.  Zbiornik ciśnieniowy 2 reaktora jest połączony, na przykład, z dwoma wytwornicami pary  3 z obydwoma odgałęzieniami tzn. zimną rurą  4  i  gorącą odnoga 5.  Pompy chłodziwa reaktora 6 do cyrkulacji chłodziwa pierwotnego w rdzeniu reaktora i generatory pary 3 są przymocowane bezpośrednio do dna generatorów 3. Pasywny układ chłodzenia i obniżania ciśnienia (PCDS) według tego przykładu wykonania ma hermetyczny zbiornik magazynujący wodę do tankowania 8, pasywny wymiennik ciepła RHR 61, przewód doprowadzający parę 32, zawór doprowadzający parę 33, przewód powrotny chłodziwa 65 i zawór wylotowy 64. Pasywny wymiennik ciepła RHR 61 jest umieszczony w zamkniętym zbiorniku magazynującym wodę do tankowania 8. Rura doprowadzająca parę 32 rozciąga się od fazy gazowej sprężarki 80, która jest wypełniona parą nasyconą 83, do pasywnego wymiennika ciepła RHR 61. Pasywny wymiennik ciepła RHR 61 wymienia ciepło pomiędzy wodą zmagazynowaną w zbiorniku do tankowania 8  i  parą przepływającą przez rurę doprowadzającą parę 32.  Dlatego też zbiornik magazynowy 8 wody do tankowania w obudowie może być określany jako basen wody chłodzącej, który może magazynować wodę chłodzącą, a która wymienia ciepło w pasywnym wymienniku ciepła RHR 61. Zawór zasilania parą 33 jest umieszczony na przewodzie doprowadzającym parę 32.

RU2617712C2 Устройство снижения аварийного давления и локализации последствий аварии в защитной оболочке при разгерметизации первого контура судовой (корабельной) атомной энергетической установки, ФГУП „Крыловский государственный научный центр, Балабин Валерий Павлович, Опубликовано: 26.04.2017.    Celem zastrzeganego wynalazku jest stworzenie urządzenia reaktora okrętowego z systemem zabezpieczeń  do zmniejszania ciśnienia awaryjnego i lokalizowania skutków wypadku, zapewniającego zwiększenie niezawodności lokalizacji wysoce aktywnych radionuklidów w powłoce zabezpieczającej, poprzez ograniczenie i skuteczne zmniejszenie nadmiaru ciśnienie i wytworzenie ukierunkowanej cyrkulacji mieszaniny parowo-powietrznej w chronionym pomieszczeniu, z eliminacją radionuklidów, przy jednoczesnym zmniejszeniu  wymiarów powłoki ochronnej oraz  wymagań co do jej wytrzymałości . Istota wynalazku jest wyjaśniona na rysunku, na którym na FIG.1 jest schematem blokowym urządzenia do obniżania ciśnienia awaryjnego i lokalizacji skutków wypadku w powłoce ochronnej podczas rozhermetyzowania pierwszego obwodu okrętowej elektrowni jądrowej.

Urządzenie według wynalazku znajduje się w płaszczu ochronnym 1 zespołu reaktora, który obejmuje sąsiednie pomieszczenie sprzętowe 2 i pomieszczenie reaktora 3, bełkotki (barbotera) 4, z basenem wypełnionym wodą 5 i  wolnej  przestrzeni gazowej  6 i składa się z dwóch kanałów obejściowych 7 (liczba kanałów 7 jest wybrana ze względu na niezawodność) oraz  instalacji zraszaczy (tryskaczy) 8, który znajdujący się w pomieszczeniu sprzętowym 2. Kanały obejściowe 7 łączące pomieszczenie 2  z  bełkotką  4 są obniżane poniżej poziomu wody basenu 5 barbotera 4. Od strony pomieszczenia sprzętowego 2 każdy kanał obejściowy 7 jest przytłumiony  membraną zabezpieczającą 9  i  jest wyposażony w zawór zwrotny 10 powietrza zainstalowany w odcinku kanału 7 znajdującym się w przestrzeni wolnej przestrzeni gazowej  6  barbotera 4. Wspólna szczelna przegroda między sąsiednim pomieszczeniem reaktora 2  a  pomieszczeniem 3 jest wyposażona w membrany bezpieczeństwa 11 i 12, przy czym  w pomieszczeniu 2 znajduje się czujnik ciśnienia (nie pokazano) z ustawieniami włączania i wyłączania pompy (nie pokazano) instalacji tryskaczowej 8. Urządzenie do redukcji ciśnienia awaryjnego i lokalizacji skutków wypadku w powłoce ochronnej podczas obniżania ciśnienia w pierwszym obwodzie reaktora jądrowego na statku  działa w następujący sposób: Awaryjne pęknięcie rurociągu elektrowni jądrowej w pomieszczeniu sterowni  lub w pomieszczeniu reaktora 3 powoduje przepływ chłodziwa i gazu z obwodu pierwotnego do sterowni, który wywołuje wzrost ciśnienia w niej.  Gdy różnica ciśnień w  sąsiednich pomieszczeniach  2  i  3, przekroczy określony poziom, zadziała jedna z membran bezpieczeństwa (11 lub 12), w zależności od lokalizacji miejsca pęknięcia rurociągu, łącząc pomieszczenie sterowni 2  z  pomieszczeniem  3 reaktora. oznacza to, że  mieszanina par i gazów jest usuwana ze sterowni do sąsiedniego pomieszczenia, aż ciśnienie w pomieszczeniach 2  i  3 zostaje wyrównane. Integralność konstrukcyjna szczelnej przegrody między pomieszczeniami 2 i 3, na których są umieszczone membrany 11 i 12, nie zostaje naruszona podczas wypadku.

W przypadku dalszego wzrostu ciśnienia w pomieszczeniach 2 i  3, membrany bezpieczeństwa 9 są uruchamiane na każdym kanale obejściowym 7, z bezpośrednim odprowadzeniem mieszaniny parowo-gazowej z pomieszczenia sterowni  2 do basenu 5 barbotera 4, poprzez kanały obejściowe 7. Para jest przepuszczana przez warstwę wody, a nieskraplający się gaz gromadzi się w  wolnej  przestrzeni gazowej  6 barbotera 4, co prowadzi do wzrostu  w niej ciśnienia.  Na tym etapie wypadku zawory 10 są zamknięte. Jeżeli ciśnienie w pomieszczeniach 2 i 3 nadal rośnie, to po wyrównaniu nadciśnienia w komorach 2, 3 oraz w wolnej przestrzeni  gazu  6 barbotera 4  i osiągnięciu zadanego poziomu (mniejszego od maksymalnej dopuszczalnej wartości)  ciśnienia, następuje  aktywacja pompy zraszającej 8, która zapewnia obniżenie ciśnienia w komorach  2 i 3,  z  powodu intensywnej kondensacji pary w pomieszczeniu 2. Gdy ciśnienie w przestrzeni 2 i 3 jest mniejsza niż w wolnej przestrzeni  gazu  6  barbotera 4  i  różnica ciśnień osiąga z góry określony poziom aktywacji  zaworów 10, następuje ich otwarcie,  co umożliwia powrót gazu z wolnej przestrzeni  gazu 6,  4 do pomieszczenia sterowni  2 oraz odpowiednio do  pomieszczenia reaktora 3. Po zmniejszeniu ciśnienia w pomieszczeniach 2 i 3 do drugiej wartości, czujnik ciśnienia daje sygnał do wyłączenia pompy instalacji tryskaczowej 8. Przy ciągłym przepływie chłodziwa pierwotnego ciśnienie w pomieszczeniach 2  i  3 rozpoczyna narastać, a gdy przekroczy ciśnienie w wolnej przestrzeni  gazu  6, zawory 10  barbotera są zamykane, podczas gdy kanały obejściowe 7 są gotowe do pracy w bezpośrednim cyklu zmniejszania ciśnienia awaryjnego. W ten sposób, dzięki kanałom obejściowym 7, poprzez okresowe włączanie/wyłączanie instalacji tryskaczowej 8  i  wyzwalanie zaworów zwrotnych 10, powstaje ukierunkowana cyrkulacja mieszanki parowo-powietrznej przez bełkotkę, co umożliwia ograniczenie nadmiernego ciśnienia awaryjnego. w pomieszczeniach 2 i  3 elektrowni jądrowej w granicach zależnych od zadanych ustawień. Jednocześnie  opisana konstrukcja zabezpiecza przed  wyciekiem wysoce aktywnych izotopów promieniotwórczych (radionuklidów) do otaczającej przestrzeni poprzez nieszczelności w pomieszczeniach reaktora.  Zastosowanie proponowanego urządzenia do obniżania ciśnienia awaryjnego i lokalizacji skutków wypadku w płaszczu ochronnym podczas dekompresji pierwszego obwodu okrętowej elektrowni jądrowej pozwala na uzyskanie następujących pozytywnych wyników:

– zmniejszyć ciśnienie i zlokalizować konsekwencje wypadku wewnątrz obudowy;

– wykluczyć uwalnianie radionuklidów do środowiska;

– zapewnić skuteczną pracę bełkotki w celu obniżenia ciśnienia przez cały czas trwania wypadku, eliminując efekt „zablokowania” bełkotki;

– zmniejszyć poziomy możliwego wpływu promieniowania na załogę statku i populację poprzez zmniejszenie wycieku radionuklidów do  środowiska poprzez  skrócenie czasu zabezpieczenia  przed dużym nadciśnieniem  i  oczyszczenie z radionuklidów atmosfery pomieszczenie sprzętowe przez spryskanie go systemem tryskaczowym;

– zmniejszyć wymagania dotyczące wytrzymałości obudowy, umożliwiając jej zaprojektowanie dla niższego dopuszczalnego ciśnienia;

– zmniejsz wagę i rozmiar właściwości skorupy ochronnej  i  jej elementów.

US9396822B2 Emergency and back-up cooling of nuclear fuel and reactors, Lin-hendel, Catherine, Data patentu: 19.07.2016. Przedmiotem wynalazku jest zastosowanie ciekłego azotu, najgęstszą i wysoce transportowalną formę azotu, oraz zimny gazowy azot, który wytwarza się  po uwolnieniu z pojemnika, do awaryjnego chłodzenia prętów paliwowych i  komór reakcji jądrowych. Przykład wykonania obejmuje rezerwowy system chłodzenia ciekłym azotem, który ma być zainstalowany jako dodatek do istniejących systemów chłodzenia wodą w dzisiejszych elektrowniach jądrowych w celu poprawy bezpieczeństwa reaktora jądrowego. W ramach analizy stanu techniki należy zauważyć, że w elektrowni jądrowej głównym elementem jest rdzeń reaktora jądrowego, który  zawiera jądrowe pręty paliwowe, natomiast jej automatyka jest  wyposażona w układy  do inicjowania, kontrolowania i podtrzymywania jądrowej reakcji łańcuchowej w jądrowych prętach paliwowych w celu wytwarzania ciepła. Ciepło wytworzone w wyniku reakcji jądrowej jest pochłaniane przez krążące pierwotne chłodziwo, w którym zanurzone są pręty paliwowe, utrzymując stabilną temperaturę roboczą. Krążące chłodziwo ogranicza temperaturę roboczą, a tym samym utrzymuje kontrolę nad reakcją jądrową;  zabiera również ciepło generowane przez kontrolowaną reakcję jądrową, które z kolei jest wykorzystywane do wytwarzania pary pod ciśnieniem, która napędza turbinę. Turbina z kolei napędza generator prądu do produkcji energii elektrycznej.  Najczęściej spotykane typy reaktorów jądrowych wykorzystują jako chłodziwo obieg wody oczyszczonej w obiegu zamkniętym, która w Reaktorach Wrzącej Wody jest gotowana w reakcji jądrowej, co zapewnia generacje  pary  napędzającej turbinę, która  następnie jest skondensowana z powrotem do fazy ciekłej oraz jest chłodzona  osobnym obiegu  wody chłodzącej  pobieranej z dużego źródła zewnętrznego, takiego jak morze, rzeka, lub jezioro. Paliwo jądrowe jest zawarte w ruropodobnym pręcie wykonanym z neutralnego pod względem promieniowania stopu cyrkonu. Taki zespół nazywa się prętem paliwowym. Podczas pracy reaktora w trybie wytwarzania energii temperatura powierzchni płaszcza pręta paliwowego jest zwykle utrzymywana na poziomie około 280 stopni Celsjusza. Reakcja jądrowa jest dalej moderowana i kontrolowana przez pręty kontrolne umieszczone między prętami paliwowymi w celu pochłaniania neutronów wytworzonych w reakcjach jądrowych w prętach paliwowych. Stop cyrkonu jest przezroczysty dla neutronów, dlatego jest używany jako materiał płaszcza paliwa jądrowego. Niestety, po podgrzaniu do 550 stopni Celsjusza lub powyżej, cyrkon reaguje z parą wodną i wytwarza wodór, który jest wysoce wybuchowy w wysokiej temperaturze  w obecności tlenu.  Eksplozje w reaktorze jądrowym  i  wokół niego w takiej sytuacji z pewnością wyrzucą do środowiska niezwykle niebezpieczny materiał radioaktywny. Ponadto rozpad płaszcza paliwowego powoduje, że materiał paliwa jądrowego spadnie na dno zbiornika reaktora, aby kontynuować niekontrolowaną reakcję jądrową i ciągłe podnoszenie temperatury, co nazywa się stopieniem  rdzenia.

Nawet gdy reaktor zostanie wyłączony, a stymulowana reakcja łańcuchowa zostanie zatrzymana, paliwo jądrowe będzie kontynuowało swój wewnętrzny rozpad i reakcję, przy czym wytworzone ciepło spontanicznie zwiększa szybkość reakcji, aż pozostały materiał reaktywny zostanie całkowicie zużyty. Chłodzenie materiału jądrowego ma zatem kluczowe znaczenie dla utrzymania reakcji pod kontrolą i poniżej wartości progowej, która może powodować spontaniczne przyspieszenie. Powyżej tego progu samorzutne przyspieszenie procesów reaktywnych może doprowadzić do sytuacji niekontrolowanych wybuchów, które mogą skutkować szkodliwym promieniowaniem  oraz zanieczyszczeniem środowiska,  radioaktywnymi produktami ubocznymi niekontrolowanej reakcji jadrowej. Dlatego też, niezależnie od tego, czy pręty paliwowe pozostają w zbiorniku reaktora, czy są przechowywane poza zbiornikiem reaktora,  ciągłe chłodzenie prętów paliwowych jest wymagane przez cały czas.

 Gdy wypadek, awaria sprzętu, utrata mocy lub błąd operatora powoduje utratę chłodzenia reaktora, co jest zwykle zabezpieczone  tylko przez napędzane elektrycznie pompy cyrkulujące chłodziwo pierwotne i  wtórne zanurzające pręty paliwowe, pręty paliwowe szybko się nagrzewają, co powoduje samonapędzający się cykl zwiększonego ogrzewania i przyspieszonej aktywności jądrowej, wkrótce osiągający krytyczną temperaturę 550 stopni Celsjusza i wyższą, w której okładzina cyrkonowa będzie reagować z parą. W obecności pary wodnej w pobliżu prętów paliwowych, Cyrkon w obecności przegrzanej pary  generuje  obfite ilości wybuchowego gorącego wodoru:

  Zr+4H2O@˜550C=Zr(OH)4 +4H2

który  po zetknięciu się  z  jakąkolwiek formą tlenu w otaczajacym środowisku, prowadzi do  katastrofalnych eksplozji.

UWAGA : W przypadku niedawnego kryzysu reaktora jądrowego w Fukushimie w Japonii, elektrycznie zasilany system chłodzenia uległ awarii w wyniku trzęsienia ziemi, a zapasowe generatory energii elektrycznej uległy awarii z powodu zalania tsunami.  Po przejściu tsunami operatorzy rządu japońskiego i TEPCO (Tokyo Electric Power Corporation) zastosowali przenośne generatory i pompy do pompowania wody morskiej do elektrowni i zbiornika reaktora w celu schłodzenia przegrzanych prętów paliwowych. W obawie, że woda morska jest wysoce korozyjna, na prośbę rządu japońskiego o pomoc, statki amerykańskie wysłały ogromne ilości oczyszczonej wody do zakładu w Fukushimie w celu schłodzenia zbiorników reaktora. Niestety, tak wytworzona ogromna ilość pary, czy to z wody morskiej, czy z wody oczyszczonej, wchodziła w interakcję z przegrzanym cyrkonowym płaszczem prętów paliwowych (w temperaturze 550 stopni C i powyżej) i wytwarzała obfite ilości gazowego wodoru, powodując powtarzające się eksplozje.

1. Komora reaktora lub zbiornik ciśnieniowy reaktora (RPV)
2. Elementy paliwa jądrowego (pręty)
3. Pręty sterujące
4. Pompy cyrkulacyjne
5. Silniki drążków sterujących
6. Kanał parowy
7. Woda zasilająca
8. Turbina wysokociśnieniowa (HPT)
9. Turbina niskiego ciśnienia
10. Generator
11. Wzbudnica
12. Skraplacz
13. Płyn chłodzący
14. Nagrzewnica wstępna
15. Pompa wody zasilającej
16. Pompa zimnej wody
17. Betonowa obudowa, komora przechowawcza
18. Podłączenie do sieci elektrycznej
19. Wylot i zawór uwalniania ciśnienia
20. Wlot lub wylot chłodziwa z zaworem sterującym
21. Wlot lub wylot chłodziwa z zaworem sterującym

 FIG. 1 jest schematycznym widokiem z boku reaktora jądrowego z wrzącą wodą i jego układu chłodzenia;  FIG. 2 przedstawia zbiornik ciekłego azotu (LN) podłączony do wlotu/wylotu chłodziwa komory reaktora zgodnie z przykładem wykonania niniejszego wynalazku; FIG. 3 przedstawia napełniony pojemnik z ciekłym azotem połączony z komorą reaktora jądrowego przez termicznie aktywowany zawór zgodnie z przykładem wykonania niniejszego wynalazku; FIG. 4 przedstawia pojemnik magazynujący ciekły azot połączony z mniejszym pojemnikiem z ciekłym azotem, który jest połączony z komorą reaktora jądrowego lub komorą bezpieczeństwa przez termicznie aktywowany zawór zgodnie z przykładem wykonania niniejszego wynalazku;  FIG. 5 przedstawia instalację do wytwarzania ciekłego azotu zgodnie z przykładem wykonania niniejszego wynalazku.

Gazowy azot jest obojętny. Pod ciśnieniem atmosferycznym jego temperatura wrzenia wynosi minus 196 stopni Celsjusza.  Ciekły azot jest przechowywany w dobrze izolowanym i ciśnieniowym pojemniku, aby pomóc zachować jego fazę ciekłą. Do uwolnienia ciekłego azotu z pojemnika do cieplejszego lub mniej ciśnieniowego środowiska nie jest wymagana żadna energia elektryczna ani pompowanie, co czyni go wysoce skutecznym, bezpiecznym i szybkim chłodziwem, gdy nie ma dostępnej energii elektrycznej lub gdy reaktor jądrowy i paliwo są już przegrzane. Ponadto proszek boru można połączyć z ciekłym azotem lub sprężonym zimnym azotem w celu absorpcji neutronów uwolnionych z paliwa jądrowego w celu dalszego tłumienia i spowolnienia reakcji jądrowej. Ciekły azot jest wyjątkowo zwartym, wyjątkowo zimnym i łatwym do transportu źródłem obojętnego gazowego azotu. Co więcej, jego temperatura przy ciśnieniu atmosferycznym wynosząca minus 196 stopni C, znacznie poniżej temperatury zamarzania wody, czyni go niezwykle przydatnym w szerokim zakresie zastosowań, w tym jako czynnik chłodniczy lub chłodziwo w obiegu otwartym. Dodatkowo ciekły azot i gazowy azot są chemicznie obojętne i nie reagują z innymi substancjami. Duża ilość gazowego azotu wydzielona z parującego ciekłego azotu w kontakcie z obiektami o wysokiej temperaturze rozcieńcza i wypiera inne obecne gazy, takie jak wodór lub tlen, czyniąc go gazem duszącym, zdolnym do gaszenia ognia i może być niebezpieczny dla oddychanie ze względu na zawartość rozcieńczonego tlenu.

W przykładzie wykonania, w przypadku awaryjnego chłodzenia po zdarzeniu, które spowodowało utratę mocy i przegrzanie komory reaktora i prętów paliwowych, można natychmiast spryskać zewnętrzną część komory reaktora, aby pomóc obniżyć temperaturę w komorze poprzez konwekcję. Równocześnie należy podjąć przygotowania do wtłaczania ciekłego azotu do komory reaktora i wtrysk bezpośrednio do komory reaktora w kierunku prętów paliwowych, tak aby jak najszybciej dotrzeć do prętów paliwowych. Oba środki nie wymagają działania pompującego ani prądu.  Wylot odpowiednio dużego, napełnionego  i  pod ciśnieniem pojemnika na ciekły azot można podłączyć do izolowanego węża elastycznego. Jeżeli zawór wlotowy wlotu chłodziwa komory reaktora nie jest jeszcze otwarty, należy go również otworzyć. Po awarii jądrowej, gdy materiał radioaktywny może już znajdować się w obszarze sterowni, czynności te powinny być wykonywane przy użyciu robota lub przy użyciu przeszkolonego operatora z odpowiednim sprzętem ochronnym.

Po otwarciu zaworu wylotowego ciekły azot pod ciśnieniem w jego pojemniku automatycznie wyrzuca się z pojemnika magazynującego LN do otoczenia lub do komory reaktora, do której podłączony jest wąż. Jak wspomniano powyżej, do osiągnięcia tego wyrzutu nie jest potrzebne ani działanie pompujące, ani elektryczność. W podobny sposób można wypełnić komorę bezpieczeństwa otaczającą komorę reaktora zimnym gazowym azotem wytworzonym przez uwolnienie ciekłego azotu z pojemnika do komory bezpieczeństwa. Alternatywnie do tego celu można wykorzystać zbiorniki z gazowym azotem pod ciśnieniem. Ciekły azot jest powszechnie dostępny i zawiera znacznie większą ilość gazowego azotu w objętości danego pojemnika; w związku z tym jest znacznie bardziej wydajny w transporcie niż sprężony gazowy azot. Ciekły azot pod ciśnieniem wtryśnięty do komory reaktora i ekstremalnie zimna para azotu wydzielona z ciekłego azotu szybko ugaszą pręty paliwowe, skondensują parę i zamrażają pozostałą wodę w komorze. Ta metoda chłodzenia praktycznie zmniejsza do zera ryzyko wybuchu wodoru, który mógł już zgromadzić się w komorze przed wtryskiem ciekłego azotu, i zapobiega dalszemu wytwarzaniu wodoru. Para azotu wytworzona z azotu w fazie ciekłej podczas tego procesu chłodzenia prętów paliwowych oraz  komory jest również bardzo zimna, a po uwolnieniu do środowiska atmosferycznego na zewnątrz komory reaktora para azotu rozcieńcza  i  wypiera tlen w środowisku, znacznie redukując ryzyko wybuchu obecnego wodoru.  Ponadto proszek boru lub inne materiały lub związki absorbujące neutrony można umieścić wewnątrz pojemnika z ciekłym azotem przed napełnieniem go ciekłym azotem. Wykorzystując siłę wyrzutu ciekłego azotu, proszek boru miesza się z ciekłym azotem i wtryskuje do komory reaktora. Bor spowalnia lub zatrzymuje reakcję jądrową poprzez pochłanianie neutronów powstałych w wyniku spontanicznego rozpadu i reakcji paliwa jądrowego.

FIG.1 – ilustruje schematy koncepcyjne reaktora jądrowego z przegotowaną wodą (BWN) i jego układu chłodzenia. Pozycje 1–18, zgodnie z etykietą, są typowymi składnikami konwencjonalnego reaktora BWN. Odpowietrznik  19 i sterowany zaworem dodatkowy wlot/wylot 20 i 21 chłodziwa mogą, ale nie muszą występować w konwencjonalnej komorze reaktora BWN. Jeśli istnieją, 20 lub 21 mogą być stosowane do wstrzykiwania ciekłego azotu, a zimny gazowy azot wydziela się z ciekłego azotu do komory reaktora, aby schłodzić komorę i znajdujące się w niej pręty paliwowe.  Jeśli 19, 20, 21 nie istnieją, wylot pary wodnej 6 można odłączyć od turbiny i wykorzystać jako awaryjny wylot nadciśnieniowy, a wlot wody chłodzącej 7 można wykorzystać do wstrzykiwania ciekłego azotu i zimnego gazowego azotu do komory reaktora. Ta sama zasada i praktyka mogą być stosowane we wszystkich innych typach reaktorów jądrowych.

FIG.2 – podczas awaryjnego chłodzenia pojemnik 22 z ciekłym azotem jest dostarczany na miejsce i podłączany do wlotu/wylotu chłodziwa 20 komory reaktora. Jeśli to możliwe, drugi pojemnik LN 23 może być podłączony do wlotu/wylotu 21 . Alternatywnie, pojemnik podciśnieniowy może być podłączony do wylotu 21 i używany do odbierania pod ciśnieniem gazowego azotu z komory reaktora.

FIG.3 – we wstępnie zainstalowanym rezerwowym układzie chłodzenia ciekłym azotem, co najmniej jeden napełniony pojemnik 24 z ciekłym azotem jest połączony z komorą reaktora jądrowego przez termicznie aktywowany zawór 25. Gdy temperatura otoczenia w komorze wzrasta do wcześniej określonej temperatury progowej bezpieczeństwa, ciekły azot  z pojemnika jest uwalniany do komory reaktora, aby szybko obniżyć temperaturę komory i pręta paliwowego. Pojemniki z ciekłym azotem mogą być również częściowo napełnione proszkiem boru w celu spowolnienia reakcji łańcucha jądrowego.

Fig.4 -przedstawia bardzo duży pojemnik 41 do przechowywania ciekłego azotu, połączony z co najmniej jednym mniejszym pojemnikiem 40 z ciekłym azotem, który jest połączony z komorą reaktora jądrowego lub komorą bezpieczeństwa przez termicznie aktywowany zawór 25.  Duży pojemnik magazynowy 41 automatycznie napełnia mniejszy pojemnik(i) LN 40 podłączony do komory reaktora lub komory zabezpieczającej,  gdy  jego zawartość  LN  jest uwalniana do komory reaktora lub komory zabezpieczającej.

FIG.5 -przedstawia zakład produkcyjny LN 50, który wytwarza na miejscu ciekły azot w celu wypełnienia co najmniej jednego bardzo dużego pojemnika magazynowego ciekłego azotu 51, który jest połączony z co najmniej jednym pojemnikiem ciekłego azotu 52, który jest połączony z komorą reaktora jądrowego lub komorą przechowawczą przez termicznie aktywowany zawór 25. Wytwórca automatycznie napełnia duży pojemnik magazynowy, który automatycznie napełnia mniejszy pojemnik LN podłączony do komory reaktora lub komory zabezpieczającej, gdy jego zawartość LN jest uwalniana do komory reaktora lub komory zabezpieczającej.

PLEP2647012  Całkowicie ceramiczne paliwo jądrowe i sposób wytwarzania tego paliwa, Ultra Safe Nuclear Corporation, Los Alamos FRANCESCO VENNER at al. Data patentu: 27.02.2019. Przedmiotem wynalazku jest paliwo jądrowe, sposoby wytwarzania oraz zastosowanie tego paliwa w różnych typach elektrowni jądrowych i/albo systemach do usuwania odpadów. Przykładowo, obecnie zdecydowana większość stosowanego paliwa jądrowego występuje w postaci pręta paliwowego, wykonanego z kapsułek z dwutlenku uranu (UO2), tworzących stos umieszczony wewnątrz uszczelnionej rury okładzinowej wykonanej ze stopu cyrkonu. W  przypadku takiego monolitycznego paliwa UO2 z osłoną ze stopu cyrkonu, zwiększenie stopnia wypalenia generalnie powoduje: wzrost korozji materiału osłony z powodu większej fluencji  albo przedłużonej wewnątrz rdzeniowej rezydencji neutronów, oraz większe ciśnienie wewnętrzne pręta paliwowego, spowodowane zwiększeniem ilości gazowych produktów rozszczepienia, uwalnianych z paliwa UO2.  Słaba przewodność cieplną i wytrzymałość materiału UO2 albo zwiększenie puchnięcia paliwa UO2  powodu wytwarzania gazowych produktów rozszczepienia oraz uszkodzenie siatki utworzonej z kapsułek paliwowych. Ponieważ tego rodzaju paliwo generalnie ma pojedynczą obudowę (tzn. rurę osłonową), oddzielającą produkty rozpadu od chłodziwa, pogorszenie materiału jest krytyczną barierą dla zwiększania stopnia wypalenia paliwa jądrowego. Idea wynalazku jest wyjaśniona na podstawie załączonych rysunków, tworzących część specyfikacji zgłoszenia patentowego i przedstawiających kilka przykładowych rozwiązań oraz na podstawie poniższego opisu.

Fig.1 schematycznie elementy składowe paliwa w jednej z wersji wynalazku; Fig.2 element paliwa według Fig.1, w częściowym przekroju, w widoku mikroskopowym; Fig.3 wykres ilustrujący profil temperaturowy elementu paliwa według Fig.1, w porównaniu z typowym elementem paliwowym UO2; Fig.4 schematycznie przykładowe zastosowanie elementu paliwa według wynalazku; Fig.5 schematycznie inny przykład zastosowania elementu paliwa według wynalazku. Figury od 1 do 3 przedstawiają przykładowy element paliwa jądrowego dla różnych wersji wynalazku. Mimo, że wynalazek jest opisany w odniesieniu do konkretnych typów reaktorów jądrowych (przykładowo reaktor chłodzony i moderowany lekką wodą albo reaktor chłodzony gazem), przedstawione rozwiązania mogą być stosowane, bezpośrednio albo po odpowiednim zmodyfikowaniu, również do reaktorów innych typów, przykładowo reaktorów chłodzonych ciężką wodą, reaktorów chłodzonych ciekłym metalem i termojonowych konwerterów jądrowych. Ponadto niektóre rozwiązania wynalazku mogą być stosowane do przetwarzania wypalonego paliwa jądrowego w celu wymiany, przechowywania  albo utylizacji.  Element paliwowy 10 według wynalazku może składać się z wielu cząstek paliwa 20 wykonanych w postaci mikrokapsułek wbudowanych w matrycę 15, wykonaną z węglika krzemu (SiC). Element paliwowy 10 może być wyprodukowany przez sprasowanie w odpowiedniej formie mieszaniny cząstek paliwa 20 i materiału podstawowego matrycy wykonanej na bazie SiC. Forma do wykonania elementu paliwowego 10 może mieć dowolny pożądany kształt. W jednym z przykładowych rozwiązań wynalazku materiał podstawowy matrycy na bazie SiC może zawierać sproszkowany SiC, zmieszany z dodatkami do tworzenia spieków i może być wykonany w postaci zawiesiny, zawierającej sproszkowany materiał, zawiesiny ceramicznej do odlewania w postaci taśm albo innej dowolnej mieszaniny, znanej ze stanu techniki. Ponieważ matryca SiC 15 jest materiałem ceramicznym, element paliwowy 10 jest określany również jako całkowicie ceramicznymi mikrokapsułkami elementu paliwowego.

Widoczny na Fig.1 element paliwowy 10 jest wykonany w kształcie cylindrycznej kapsułki, która szczególnie dobrze nadaje się do reaktorów jądrowych chłodzonych lekką wodą. Jednak element paliwowy może również mieć inne kształty, takie, jak przykładowo kula albo podłużny pręt, odpowiednio do typu i charakterystyki eksploatacyjnej reaktora, dla którego będzie przeznaczony. Cząstki paliwa 20, rozmieszczone w matrycy SiC 15, mogą być cząstkami trójstrukturalnymi izotropowymi (TRISO). Określenie „cząstki trój strukturalne izotropowe TRISO” użyte w tym opisie może dotyczyć każdego rodzaju mikrocząstek paliwowych, zawierających jądro paliwowe i jedną lub więcej warstw materiału izotropowego, otaczających to jądro. Przykładowo średnica takiej cząstki paliwa 20 może wynosić około 1 milimetra. Cząstka paliwa 20 może mieć umieszczone centralnie jądro paliwowe 25, przy czym jądro paliwowe 25 może zawierać materiały rozszczepialne  albo materiały paliworodne (przykładowo uran, pluton, tor itd.) w postaci tlenku, węglika albo tlenowęglika. W jednym z przykładowych rozwiązań wynalazku jądro paliwowe 25 może zawierać nisko wzbogacony uran (LEU) o dowolnym odpowiednim poziomie wzbogacenia.

Jądro paliwowe 25 może być otoczone czterema oddzielnymi warstwami: (1) porowatą węglową warstwą buforową 22; (2) wewnętrzną warstwą wykonaną z węgla pirolitycznego (PyC) 24; (3) warstwą ceramiczną 26; oraz (4) zewnętrzną warstwą PyC 28. Porowata buforowa warstwa węglowa 22 otacza jądro paliwowe 25  i  tworzy zasobnik dla przetrzymywania gazów uzyskanych w procesie rozszczepienia dyfundujących z jądra 25 oraz przejmuje odkształcenia mechaniczne, na które jądro 25 może być narażone podczas cyklu paliwowego. Warstwa ceramiczna 26, która może być wykonana z SiC, tworzy główną barierę dla produktów rozszczepienia i zbiornik ciśnieniowy dla jądra paliwowego 25, gromadzący gazowe i metaliczne produkty rozszczepienia. Warstwa ceramiczna 26 zapewnia również integralność strukturalną cząstki paliwa 20. Zewnętrzna warstwa PyC 28 chroni warstwę SiC 26 przed agresywnymi czynnikami chemicznymi podczas eksploatacji i działa jako dodatkowa warstwa ograniczająca dyfuzję produktów rozszczepienia.  Fig.3 przedstawia gradient temperatury wewnątrz elementu paliwowego 10 w warunkach eksploatacyjnych, w porównaniu z typowym elementem paliwowym UO2. Jak widać na rysunku, przewodność cieplna elementu paliwowego 10 według wynalazku może być znacznie większa, niż w przypadku elementu paliwowego wykonanego z UO2. Większa przewodność cieplna jest bardzo korzystna dla pracyreaktora.  Przykładowo, większa przewodność cieplna pozwala na eksploatację reaktora jądrowego w wyższej temperaturze. Przy pracy reaktora w wyższej temperaturze wzrasta wydajność i gęstość mocy, a tym samym możliwe jest zmniejszenie wymiarów tego reaktora. Większa przewodność cieplna pozwala również na zwiększenie stopnia wypalenia elementu paliwowego, przy zachowaniu integralności tego elementu. Ponadto, jak już pokrótce wspomniano wyżej, większy stopień wypalenia może nie tylko zredukować ogólną ilość odpadów, ale również umożliwia ograniczenie ich rozprzestrzeniania. Paliwo o dużej przewodności cieplnej jest mniej wrażliwe na krótkotrwałe przypadkowe zmiany temperatury, występujące przykładowo na skutek ubytku chłodziwa (LOCA).

Według przykładu wykonania wynalazku jeden lub więcej elementów paliwowych 10 może być umieszczonych w metalowej rurze 35, tworzącej osłonę albo w jakiejkolwiek innej odpowiedniej obudowie, która umożliwi utworzenie pręta paliwowego 30 (Fig.4). Jeżeli elementy paliwowe 10 są umieszczone w rurze osłonowej 35 lub w innej odpowiedniej osłonie, rura 35 albo inna osłona tworzą dodatkową barierę (przykładowo uzupełniającą ceramiczne pokrycie poddawane ciśnieniu, otaczające jądro paliwowe 25 i całkowicie ceramiczną matrycę SiC 15), zatrzymującą produkty rozpadu i aktynowce pochodzące z cząstek paliwa 20. Jeden lub więcej prętów paliwowych 30 można następnie umieścić w pakiecie paliwowym 40, wykorzystywanym przykładowo w reaktorach chłodzonych lekką wodą. Dzięki temu typowe paliwo wykonane w postaci kapsułek tlenku uranu UO2, stosowane w konwencjonalnym reaktorze chłodzonym lekką wodą, może zostać zastąpione elementem paliwowym 10 według wynalazku, charakteryzującym się większym współczynnikiem przewodzenia ciepła i stabilnym promieniowaniem. W innym rozwiązaniu wynalazku element paliwowy 100 może być wykonany w postaci podłużnego pręta (Fig.5). Element paliwowy 100 może być umieszczony w otworze 135, znajdującym się w graniastosłupie albo bloku grafitowym reaktora chłodzonego gazem. Jak już wspomniano wyżej, całkowicie ceramiczny element 15 paliwowy 100 według wynalazku, może wykazywać większą wytrzymałość na pękanie, większą odporność na promieniowanie i mniejsze pęcznienie pod działaniem promieniowania, niż tradycyjne paliwa z matrycą na bazie grafitu.

WNIOSKI

Budowa i eksploatacja elektrowni jądrowych zawsze była związana ze świadomością występowania ryzyka zarówno dla personelu obiektu, jak też dla okolicznej ludności. Jednakże od samego początku istnienia takich elektrowni przywiązywano szczególną wagę do zminimalizowania skutków możliwych awarii. Przyjęto założenie, że negatywny wpływ na otoczenie z racji funkcjonowania elektrowni jądrowych musi być mniejszy niż w przypadku elektrowni konwencjonalnych. Ten cel  udało się osiągnąć. Dziś wiemy, że  jedyną możliwą  drogą  dalszego rozwoju  elektrowni jądrowych jest przyjęcie zasad bezpieczeństwa jądrowego, określonych  w USA przed 50 laty  i  nieustannie doskonalonych w krajach zachodnich. https://swiadomieoatomie.pl/Energetyka-jadrowa/Kompendium-wiedzy/Bezpieczenstwo/Wymagania-i-zalecenia-dotyczace-bezpieczenstwa-energetyki-jadrowej

Do podstawowych zabezpieczeń fizyczne gwarantujących bezawaryjną prace elektrowni jądrowej należy:  rozmieszczenie urządzeń, w tym reaktora, w różnych częściach elektrowni oraz ich odseparowanie barierami fizycznymi, tak aby uszkodzenie, zalanie czy pożar w części budynku nie powodował zagrożenia w całym obiekcie. Uszkodzenie czy też niesprawność jednego systemu nie zaburza więc pracy innych. Aby zapobiec przedostawaniu się substancji promieniotwórczych z obiektu jądrowego do otoczenia projektuje się odpowiednie systemy barier ochronnych. W elektrowniach jądrowych jest to system czterech następujących kolejno barier fizycznych:

• Pastylki paliwowe – materiał paliwa jądrowego w stanach normalnej eksploatacji zatrzymuje ok. 99% aktywności radioaktywnych produktów rozszczepienia;
• Koszulka elementu paliwowego – w reaktorach chłodzonych wodą jest to rurka wykonana ze stopu cyrkonowego, wewnątrz której znajdują się pastylki paliwowe;
• Granica ciśnieniowa układu chłodzenia reaktora – obejmuje  ona  zbiornik  ciśnieniowy reaktora  lub  rury ciśnieniowe  (w reaktorze kanałowym),  rurociągi obiegu chłodzenia reaktora wraz z elementami ciśnieniowymi oraz częścią systemów pomocniczych reaktora znajdujących się pod ciśnieniem;
• Obudowa bezpieczeństwa reaktora – to ostatnia,  widoczna  z zewnątrz  bariera  otaczająca  reaktor z  jego obiegiem chłodzenia, wytwornicami pary, oraz urządzeniami i rurociągam ciśnieniowymi zawierającymi płyny promieniotwórcze pod wysokim ciśnieniem. Składa się z obudowy pierwotnej i wtórnej, a jej grubość przekracza często półtora metra. Obudowa bezpieczeństwa wytrzymuje  wysokie ciśnienie jakie może powstać w jej wnętrzu w razie awarii,  chroniąc otoczenie elektrowni przed niekontrolowanym uwolnieniem substancji promieniotwórczych.  Ponadto zewnętrzna konstrukcja obudowy bezpieczeństwa chroni elektrownię przed skutkami zdarzeń zewnętrznych– np. atakiem terrorystycznym lub uderzeniem samolotu.  

Oprócz zwielokrotnienia aktywnych systemów bezpieczeństwa w wielu reaktorach III generacji wprowadza się systemy pasywne. Zapewniają one chłodzenie rdzenia reaktora lub schładzanie stopionego rdzenia i obudowy bezpieczeństwa w razie ciężkiej awarii, nawet w przypadku braku zasilania energią elektryczną. Wykorzystują one powszechne i niezawodne prawa fizyki – np. grawitację lub różnicę ciśnień. Na zakończenie polecam artykuł Pana Jakuba Sobolewskiego Elektrownia jądrowa – zasada działania, rodzaje i budowa reaktorów jądrowych, konstrukcje elektrowni jądrowych na świecie, który zawiera krótkie kompendium na temat technologii elektrowni jądrowych.  http://www.if.pw.edu.pl/~pluta/pl/dyd/mfj/zal03/sobolewski/praca1.htm

Materiał filmowy z youtube  „Zasady bezpieczeństwa elektrowni jądrowych”  https://www.youtube.com/watch?v=639yKjS5Qd4