בטיחות גרעינית פאסיבית
בטיחות גרעינית פאסיבית היא גישת תכנון לכור גרעיני, שאינה דורשת התערבות אקטיבית מצד המפעיל או משוב חשמלי/אלקטרוני על מנת להביא את הכור למצב כיבוי בטוח, במקרי חירום מסוימים (בדרך כלל התחממות יתר כתוצאה מאובדן נוזל קירור או הפסקת זרימת נוזל קירור). התכנון מסתמך לרוב כך שהמערכת, במקום להאיץ את הידרדרות מצב הכור במקרה החירום, תאט אותו ללא התערבות, זאת בעזרת כוחות טבעיים או תופעות כמו כוח משיכה, הפרשי לחצים, הולכה או הסעת חום טבעית.[1] כורים וותיקים רבים מסתמכים במידה מועטה על מערכות בטיחות פאסיביות, ויותר על מערכות בטיחות אקטיביות כגון מנועי דיזל. כורים חדשים יותר מסתמכים במידה רבה גם על מערכות בטיחות פאסיבות, המשיגות רמת אמינות גבוהה בעלות נמוכה יותר. עם זאת, חולשת הכוחות הטבעיים המניעים מערכות בטיחות פסיביות רבות מקשה על יעילותן, במיוחד בטווח הקצר לאחר תאונה.
טרמינולוגיה
[עריכת קוד מקור | עריכה]'בטיחות פאסיבית' הוא תיאור לכל מנגנון בטיחות הדורש מעט או אינו דורש כלל כוח חיצוני או שליטה אנושית. תכנוני כורים מודרניים מתמקדים בהגדלת מספר המערכות הפאסיביות כדי להפחית את הסיכון לטעויות אנוש או לכשל של מנגנון הכוח החיצוני המופעל.
כל הכורים הגרעיניים הגדולים כוללים גם מערכות אקטיביות וגם פאסיביות, ואין כורים 'בטוחים באופן פסיבי' בלבד. מערכות בטיחות משמשות להמשך השליטה בכור במקרה של התרחשויות בלתי צפויות, בעוד שמערכות הבקרה משמשות להפעלת המפעל בתנאים רגילים כאשר לעיתים מערכת משתלבת בשני המתארים. בטיחות פסיבית מתייחסת לרכיבי מערכת הבטיחות, בעוד שבטיחות אינהרנטית מתייחסת לתהליך מערכת הבקרה ללא קשר לנוכחות או היעדר של תת-מערכות בטיחות ייעודיות.
דוגמה לרכיבי בטיחות פסיביים הם קירות הבטון והפלדה של מעטפת ליבת הכור. למרות קיומם, עדיין נדרשות מערכות אקטיביות (שסתומים, לולאות משוב, מכשור חיצוני, מעגלי בקרה וכו') הדורשות כוח חיצוני והפעלה אנושית.
הסוכנות הבינלאומית לאנרגיה אטומית (סבא"א) מסווגת את מידת ה"בטיחות הפסיבית" של רכיבים מקטגוריה A עד D, כאשר קטגוריה A כוללת מהדרישות הבאות את 1 עד 4, B את 2 עד 4, C את 3 עד 4 ו-D את 4 בלבד:[2]
- ללא נוזל זורם
- ללא חלק מכני נע
- ללא כניסת אותות.
- ללא חשמל חיצוני או כוחות חיצוניים
בקטגוריה A (1+2+3+4) נמצא למשל חיפוי הדלק, שהוא השכבה החיצונית המגנה והאינרטית של מוטות הדלק. כל מיגון פיזי פשוט, כגון חומת בטון, נמצא הוא בקטגוריה זו.
בקטגוריה B (2+3+4) נמצאת למשל מערכת בקרת המדחס בלולאה הראשונית של כור מסוג PWR המשתמש בנוזל זורם. בקטגוריה C (3+4) נמצא המצבר, שאינו זקוק לכניסת אותות או כוח חיצוני, ומבוסס על שסתומים קפיציים (שהם חלק נע). בקטגוריה D (4 בלבד) נמצאת מערכת כיבוי החירום של הכור, המשתמשת בזרימת נוזל, חלקים מכניים נעים וכניסות אותות אך לא כוח או כוחות חיצוניים: מוטות הבקרה נופלים מונעים על ידי כוח הכבידה. מוט עלול להיתקע עקב תנאי רעידת אדמה או עקב מבני ליבה מעוותים, כך שייתכן שלמרות שמערכת בטוחה פסיבית שהופעלה כהלכה, ייתכן שהיא לא תמלא את ייעודה: בטיחות פסיבית אינה ערובה לאמינות מערכת הבטיחות.
ברוב הטקסטים על רכיבים 'בטוחים באופן פסיבי' בכורים מהדור הבא, הנושא המרכזי הוא שאין צורך במשאבות כדי למלא את המשימה של מערכת בטיחות ושכל הרכיבים הפעילים (בהרבה מהמקרים שסתומים) של המערכות פועלים על ידי כוח חשמלי המסופק מסוללות.
סבא"א מציינת במפורש בפרסומיה כי בטיחות פאסיבית אין משמעותה אמינות, וכי למרות יתרונותיה תכנוני בטיחות אקטיבית מסוגלים להגיע למימוש מדויק הרבה יותר של פונקציות בטיחות.[2]
דוגמאות לבטיחות פסיבית בפעולה
[עריכת קוד מקור | עריכה]בכורי מים בלחץ גבוה וכורי מים רותחים, במקרה של מצב של הספק יתר, המים בליבת כור גרעיני רותחים ונוצרים כיסי קיטור. חללי קיטור אלה ממתנים פחות נייטרונים, מה שגורם לרמת הכוח בתוך הכור לרדת.
בתכנונים של כורים מהדור השלישי משולבות מערכות בטיחות פסיביות או מובנות[3] שאינן דורשות בקרה אקטיבית או התערבות תפעולית (אנושית) כדי למנוע תאונות במקרה של תקלה, ועשויות להסתמך על הפרשי לחץ, כוח משיכה, הסעה טבעית, או התגובה הטבעית של חומרים לטמפרטורות גבוהות.
בעיצובים מסוימים של כורי תרבית הליבה טובלת בבריכה של מתכת נוזלית. אם הכור מתחמם יתר על המידה, התפשטות תרמית של הדלק המתכתי והחיפוי גורמת ליותר נייטרונים לצאת מהליבה, ולא מתאפשרת השרשרת הגרעינית. המסה הגדולה של מתכת נוזלית פועלת גם כגוף קירור המסוגל לספוג את חום ההתפרקות מהליבה, גם אם מערכות הקירור הרגילות ייכשלו.
כור PBR הוא דוגמה לכור בטוח מטבעו עם רכיב בטיחות פסיבי לכל מצבי הפעולה. ככל שטמפרטורת הדלק עולה, הרחבת דופלר מגדילה את ההסתברות ללכידת נייטרונים על ידי אטומי U-238. הדבר מקטין את הסיכוי שהנייטרונים יילכדו על ידי אטומי U-235 ויגרמו לביקוע, ובכך מפחית את הספק הכור ומציב גבול עליון אינהרנטי לטמפרטורת הדלק.
כורי מלח מותך מבוססי פלואוריד כוללים רכיבי דלק הקשורים מולקולרית עם נוזל הקירור פלואוריד. הקשרים המולקולריים מספקים בטיחות פסיבית בכך שאירוע של אובדן נוזל קירור גורם בהכרח גם לאובדן דלק. דלק הפלואוריד המותך לא יכול להגיע בעצמו לקריטיות אלא מגיע לקריטיות רק על ידי תוספת של רפלקטור נייטרונים כגון גרפיט פירוליטי. הצפיפות הגבוהה יותר של הדלק[4] יחד עם נוזל הקירור שצפיפותו נמוכה יותר מספקים רכיב בטיחות פסיבי על ידי יצירת שכבת ציפה שבה גרפיט בצפיפות נמוכה שנוצר במהלך כשל מכני אינו משרה קריטיות. ניקוז על ידי כח הכובד של נוזלי הכור מספק רכיב בטיחות פסיבי נוסף.
בכורי בריכה פתוחה בהספק נמוך, כאשר הטמפרטורה של דלק הידריד מסגסוגת אורניום מועשר ברמה נמוכה (19.75% U-235) עולה, המימן הקשור מולקולרית בדלק גורם להעברת החום לנייטרוני הביקוע בזמן שהם נפלטים[5] ולפיזור החום מהדלק מהר יותר ברחבי הבריכה ככל שטמפרטורת הדלק עולה, מה שמבטיח קירור מהיר של הדלק תוך שמירה על טמפרטורת מים נמוכה בהרבה מהדלק. העברת חום מימן-נייטרון מהירה זו מבטיחה שהדלק לא יותך. בגרסאות הידריד של סגסוגת אורניום-זירקוניום, הדלק עצמו גם עמיד בפני קורוזיה כימית, מה שמבטיח ביצועי בטיחות של מולקולות הדלק לאורך כל חייהן. מרחב גדול של מים וסביבת הבטון שמספקת הבריכה נגד חדירת נייטרונים באנרגיה גבוהה מבטיחים רמה גבוהה של בטיחות פנימית. הליבה נראית דרך הבריכה וניתן לבצע מדידות ישירות על אלמנטי הדלק של הליבה, מה שמקל על מעקב מלא. גם מולקולות הדלק עצמן וגם הרחבה הפתוחה של הבריכה הם מרכיבי בטיחות פסיביים.
ראו גם
[עריכת קוד מקור | עריכה]הערות שוליים
[עריכת קוד מקור | עריכה]- ^ Schulz, T.L. (2006). "Westinghouse AP1000 advanced passive plant". Nuclear Engineering and Design. 236 (14–16): 1547–1557. doi:10.1016/j.nucengdes.2006.03.049. ISSN 0029-5493.
- ^ 1 2 "Safety related terms for advanced nuclear plants" (PDF). Directory of National Competent Authorities' Approval Certificates for Package Design, Special Form Material and Shipment of Radioactive Material. Vienna, Austria: International Atomic Energy Agency: 1–20. בספטמבר 1991. ISSN 1011-4289. IAEA-TECDOC-626.
{{cite journal}}: (עזרה) - ^ "Advanced Reactors". אורכב מ-המקור ב-2007-10-19. נבדק ב-2007-10-19.
- ^ Klimenkov, A. A.; N. N. Kurbatov; S. P. Raspopin; Yu. F. Chervinskii (1986-12-01), "Density and surface tension of mixtures of molten fluorides of lithium, beryllium, thorium, and uranium", Atomic Energy, Springer New York, 61 (6): 1041, doi:10.1007/bf01127271
- ^ "TRIGA – 45 Years of Success". General Atomics. אורכב מ-המקור ב-2009-09-29. נבדק ב-2010-01-07.