Misyonunuzu Tanımlayın

1. Bölüm: Misyon Tanımı

Her reaktör tasarımı, bir misyona dayanır. Misyon, her sonraki kararın alınmasında belirleyicidir.

Power output reaktör boyutunu, yakıt stoğunu ve soğutma akış gereksinimlerini belirler. 100 MWe küçük modüler reaktör (SMR), 1.200 MWe basınçlı su reaktöründen çok farklı mühendislik kısıtlamalarına sahiptir.

Location sit kriterlerini, soğutma kaynağını, enerji integrasyonunu, acil durum planlamasını ve jeolojik tasarım temelini belirler. İç su kaynağı olan iç nehir sitleri, sel riski ile karşı karşıya olup olmadığına bakılır. Sahil sitleri, tsunamilere ve fırtına dalgalarına karşı karşıya olup olmadığına bakılmaksızın deniz suyu kullanır.

Grid integration vs. isolated microgrid yük izlemesi gereksinimlerini nasıl ele aldığını ve gridin başarısız olması durumunda (istasyon karartma riski) ne olduğunu değiştirir.

Design life malzeme yorgunluk limitlerini, muayene aralıklarını, lisans yenileme gereksinimlerini ve demontaj maliyeti rezervlerini etkiler. NRC şu anda tesisleri 40 yıl lisanslıyor ve 20 yıllık yenileme uzatmaları var. Bazı tasarımlar 80 yıllık yaşam hedefliyor.

Typical mission profiles:

- 300 MWe SMR, uzak ada, izole grid, 60-year life

- 1,100 MWe PWR, iç nehir sitesi, ulusal grid, 60-year life

- 1,600 MWe EPR, sahil sitesi, ulusal grid, 60-year life

- 2 × 77 MWe NuScale SMR dizisi, iç nehir sitesi, bölgesel grid, 40-year life

Misyon Beyanınız

Reaktörünüzün misyonunu tanımlayın. Bu, takip eden her tasarım kararının temeli olacaktır.

Reaktör Tipi Karşılaştırma Analizi

2. Bölüm: Reaktör Tipi Seçimi

Bugün ciddi olarak göz önünde bulundurulan beş ana ticari reaktör tipi bulunmaktadır. Her biri farklı fiziksel temel, yakıt döngüsü, güvenlik profili ve olgunluk seviyesine sahiptir. Birini seçmelisiniz ve savunmalısınız.

Basınçlı Su Reaktörü (PWR)

Dünyadaki işleten tesislerin yaklaşık %70'ini oluşturan en yaygın reaktör tipi. H₂O, hem soğutucü hem de moderator olarak kullanılır. Primer döngü ~155 bar / 325°C sıcaklıkta çalışır: suyun sıvı kalması için yüksek basınç kullanılır. Isı, secondary döngüye giden bir buhar jeneratörü aracılığıyla aktarılır ve bu, türbinin çalışmasını sağlar. Radioaktif su, primer döngüde kalır.

Avantajlar: Onlarca yıl süren işletme deneyimi, güçlü negatif boşluk katsayısı (su kaybı reaktivite azalması yapar), kanıtlanmış güvenlik kaydı, büyük endüstriyel tedarik zinciri.

Savunmasızlar: Yüksek işletme basınçları (ağır-duty pompalar ve kalın duvarlı basınç kapları gerektirir), iki-loop komplekslik, loss-of-coolant accident (LOCA) aktif ECCS tepkisi gerektirir.

Kaynamayan Su Reaktörü (BWR)

Reaktör kap içinde buharlanır. Buhar doğrudan türbine gider. PWR'den daha basittir: bir buhar jeneratörüne gerek yoktur.

Avantajlar: PWR'den daha düşük işletme basınçları, daha basit bir bir-loop tasarımı, doğrudan döngü daha verimlidir.

Savunmasızlar: Buhar, türbinin radyasyon bölgesine gider (türbine bina radyoaktif alan olur), ECCS için karmaşık çoklu enjeksiyon sistemleri gerektirir, bazı güç seviyelerinde dikkatli bir tasarım gerektiren hafif pozitif boşluk katsayısı.

CANDU (Kanada Deüteryum Uranyum)

Ağır su (D₂O) kullanır (temas ve soğutucu olarak). Doğal üreyen uranyum yakıtı kullanabilir (enrichment gerektirmiyor). Benzersiz özellik: çevrim dışı olmadan online yakıt değişimi: yakıt kanalları kapatılmadan değiştirilebilir.

Avantajlar: Enrichment gereksinimi olmaması (yakit maliyet avantajı), çevrim dışı olmadan online yakıt değişimi, yüksek kapasite faktörü, ağır su moderatoru esnek yakıt çevrimi sağlar.

Savunmalar: Ağır su üretme (~$1000/kg) pahalıdır, bazı yapılandırmaların belirli koşullar altında dikkatli güvenlik tasarımı gerektiren hafif pozitif boşluk katsayısı vardır, büyük fiziksel alan gerektirir.

Sıvı Halinde Yod Yıldırımı Reaktörü (MSR)

Yakıt, eriyik florat veya klorat tuzlarda çözünür. Solid yakıt erimez: soğutma başarısız olursa tuz donar veya pasif donma plakasına akar. Thorium yakıt çevrimi kullanabilir.

Avantajlar: Uçurum güvenliği (pasif akış, kapanma fiziksel olarak imkansızdır), atmosferik basınçta çalışır (LOCA riski yoktur), çevrim dışı olmadan online yakıt değişimi, thorium yakıt çevrimi daha az uzun ömürlü atık üretir.

Savunmalar: Malzeme zorlukları (çevre, sıcak, korozif, radyoaktif tuzları on yıllar boyunca dayanıklı tutmak için yapısal malzemeler), önceden ticari olmayan teknoloji: ticari olarak çalışan bir MSR yoktur, florat tuzlar içinde tritium üretimi bir düzenleme zorluğudır.

Küçük Modüler Reaktör (SMR): NuScale/Rolls-Royce tipi

Fabrika üretimi PWR veya entegre PWR modülleri, genellikle 50-300 MWe her biri. Pasif güvenlik doğal dolaşım üzerine bağlıdır, pompaya ihtiyaç yoktur. Birden fazla modül birlestirilerek ölçeklendirilebilir.

Avantajlar: Fabrika kalite kontrolü, pasif güvenlik sistemleri (pompaya, AC enerjiye ihtiyaç yoktur), ölçeklenebilir kapasite, kısa inşaat süresi.

Savunmalar: Büyük tesislere göre her kW başına daha yüksek sermaye maliyeti, çoğu tasarım ticari olmayan veya sadece işletmeye giren (NuScale VOYGR 2022'de onaylandı ancak 2023'te iptal edilen projeler), ölçeklendirilmemiş durumda olan bir dizi tedarik zinciri yoktur.

Her reaktör tipi için ana güvenlik fizik örneği:

Soğutucu sıcaklığı artar veya soğutucu kaybederse ne olur? Negatif sıcaklık katsayalarına ve negatif boşluk katsayısına sahip bir reaktör otomatik olarak gücü azaltır: bir düzeltme, içsel güvenli yanıt. Pozitif boşluk katsaymasına (soğutucu kaybedildiğinde güç artar) aktif sistemlerle güvenli kapanmaya ihtiyaç duyan bir reaktör vardır. Bu, Chernobyl'in RBMK'sini tehlikeli kılan şeydi.

Reaktör Tipi Seçin

Yüksek reaktör tipi karşılaştırma diyagramını yukarıdaki örnekte gözden geçirin karar vermeden önce.

Yakıt Tasarım Parametreleri

Kısm 3: Yakıt Tasarımı

Yakıt tasarımı, elde edeceğiniz enerji miktarını, yakıtın ne kadar süreyle süregeceğini ve bir kaza durumunda ne olacağını belirler. Her parametrenin diğer parametrelerle etkileşimi vardır.

Yakıt tipi:

- UO₂ (uranyum dioksit): Küresel standart. Seramik topakları, yüksek erime noktası (~2850°C), kimyasal olarak stabil, iyi karakterize edilmiştir. Avantajı: düşük ısı iletkenliği: topak merkezinde ısı birikimi.

- MOX (karışık oksit): UO₂ ve PuO₂ karışımı. Silahlardan elde edilen plütonyum veya geri dönüştürülmüş atık yakıt yakar. UO₂'den biraz daha düşük erime noktasına sahiptir, lisanslı MOX üretim tesisine ihtiyaç gösterir.

- TRISO (tri-structural izotropik): Yakıt (UO₂ veya UCO) parçacıkları çok katmanlı seramik kaplamalarıyla kaplanmış mikrosferler. Her parçacık kendi küçük konteyneri gibidir. Yüksek sıcaklıkta reaktörler ve bazı gelişmiş tasarımlarda kullanılır. Çok dayanıklıdır: çok yüksek sıcaklıklara kadar test edilmiştir ve salınım olmadan.

Enrichment:

- Doğal uranyum (0.7% U-235): CANDU'de kullanılır. Enrichment maliyeti yoktur, ancak ağır su modераторı gerektirir.

- LEU 3-5% (düşük enrique uranyum): PWR ve BWR yakıtında standarttır. 3-5% U-235 ile zenginleştirilmiştir.

- HALEU 5-20% (yüksek oranda düşük enrique uranyum): SMR ve gelişmiş reaktör tasarımlarında kullanılır. Yüksek zenginleştirme, daha küçük, daha kompakt kollardan ve daha uzun yakıt döngüleri sağlar. Yüksek zenginleştirme nedeniyle ek güvenlik önlemleri gerektirir.

- HEU >20%: Ticari enerji reaktörlerinde kullanılmaz.

Kaplamalı malzeme:

- Zircaloy-4: Dünya çapında standart kaplama. Düşük nötron emme, ~400°C'ye kadar iyi mekanik özellikler. Eleştirel zayıf yön: ~1200°C'de su buharı ile reaksiyon yaparak hidrojen gazı üretir (Zr + 2H₂O → ZrO₂ + 2H₂). Bu, Fukushima'daki hidrojen kaynağıydı.

- M5 (Zr-Nb alaşımlı): Yüksek yakıt içeriği için Zircaloy-4'ten daha iyi korozif direnci.

- SiC/SiC kompozit: Gelişmiş kaza dayanıklı yakıt (ATF) kaplama. Çok daha yüksek sıcaklık direnci, su buharı ile reaksiyon yapmaz. Etkin geliştirme ancak yaygın ticari kullanımında değil.

Yakıt verimlilik hedefi:

Standart LWR yakıtı ~45-50 GWd/tHM (gigawatt-gün/nötronik ton ağırlık) kaldırılana kadar ulaşır. Yüksek performanslı yakıt 65-70 GWd/tHM'ye ulaşabilir. Bazı gelişmiş tasarımlar 100+ GWd/tHM için uzatılan döngüler için hedefler. Yüksek yakıt verimliliği daha az yakıt değişimi gerektirir ancak daha iyi kaplama performansı ve daha fazla zenginleştirme gerektirir.

Yakıt emici maddeler:

Yeni yakıt çok reaktiftir: tam bir kuyu yüklemesi durumunda çok reaktiftir. Yakıt toplaklarındaki (gadolinium oksit, yakıt toplaklarına karıştırılmış veya IFBA: entegre yakıt emici absorber, ince ZrB₂ kaplaması) erken yaşamda fazla nötronları emer ve yakıt tükeninceye kadar yanar, döngü boyunca güç dağıtımını düzeltir.

Kuyu yüklemesi düzeni:

- Giriş-çıkış yüklemesi: Merkezde yeni yakıt yüklenir, tükenirken dışarıya doğru hareket edilir. Basit ama merkezi güç pikleri oluşturur.

- Düşük geçirgenlik yüklemesi: Kuyunun dışındakiler yeni yakıt, reaktör basınç kabini üzerinde fluenceyi azaltmak için kuyu merkezinde tükenmiş yakıt. Nötron geçirgenliğini (daha iyi yakıt ekonomisi) azaltır ve reaktör basınç kabini üzerinde fluence'yi azaltır. Modern PWR'lar için standart uygulamadır.

Yakıt Tasarımı Belirleyin

Yakıt seçiminiz ve reaktör tipinizle nasıl etkileşime gireceğini düşünün. Bir CANDU tasarımı zenginleştirme gerektirmiyor. Bir SMR tasarımı kompakt bir kuyu için HALEU seçebilir. Bir PWR tasarımı kaplama ve hidrojen üretme riskini eleştirmek zorunda.

Sıcaklık Etkinleyiciler ve Modereatör Tasarımı

Dördüncü Bölüm: Sıcaklık Etkinleyicisi ve Modereatör Uyumluluğu

Sıcaklık etkinleyiciler, modereatör, yakıt ve kaplama kimyasal ve fiziksel olarak uyumlu olmalıdır. Bir uyumsuzluk, hem güvenlik sorununa hem de imkansız bir tasarıma yol açar.

Açık Su (H₂O): PWR, BWR, SMR:

Birimi olarak en iyi modereatör. Ayrıca mükemmel bir soğutucu. Yüksek basınçta çalışır (PWR: ~155 bar, BWR: ~70 bar). Ana risk: yüksek sıcaklıkta buharlaşır (moderasyon ve soğutma aynı zamanda kaybedilir: LOCA senaryosu). Kimyasal kontrol önemlidir: pH, çözünmüş oksijen, çinko enjeksi, yapı malzemelerinin aşınma hızlarını etkiler. Zirkaloy kaplama ~400°C normal işletme için uyumludur.

Ağırlık Su (D₂O): CANDU:

Nükleer absorpsiyon oranından çok daha düşük olan mükemmel bir modereatör: bu nedenle CANDU doğal uranyum kullanarak çalışabilir. ~100 bar basınçta çalışır. Ağırlık suyunun üretimi (Girdler-Sulfide veya diğer izotop ayırma süreçleri) 1000 $/kg civarında maliyetlidir. D + n → T reaksiyonuyla tritiyum üretimi operasyonel bir zorluktır: tritiyum bir beta yayıcıdır ve yönetilmesi gerekmektedir. Kimya: hafif su ile farklı oksijen izotopları dikkate alınmalıdır.

Grafit: RBMK, HTGR:

RBMK, grafit kullanarak modereatör ve su soğutucu kullandı: bu tehlikeli bir kombinasyondur çünkü pozitif boşluk katsayısı sağlar. HTGR (yüksek sıcaklık gaz reaktörü), grafit kullanarak modereatör ve helyum soğutucu kullanan güvenli bir kombinasyondur: çünkü grafit gaz soğutucusuyla pozitif boşluk katsayısı sağlamaz. Ayrıca, hava içinde çok yüksek sıcaklığa ulaştığında grafitin bir yangın riski vardır: bu, 1957'deki Windscale yangınında bir faktör olmuştur.

Molten Salt: MSR:

Salt, hem yakıt taşıyıcı hem de soğutucudur. Termal MSR'lar bazen grafit içerir except) için ayrı bir modereatör gerektirmez. Atmosferik basınçta çalışır: yüksek basınç LOCA riski yoktur. Ana zorluklar: florlu tuzlar yapı metallerine çok aşındırıcıdır, klorür tuzları nükleer ışınım altında aktif olabilir. Malzemeler, yıllarca maruz kalacak şekilde dayanmalıdır. Donmuş çubuk: gücü kesildiğinde küçük bir fan tarafından soğutulan tuz donmuş bir çubuktur: erir, yakıtını subkritik bir geometriye akıtarak güvensizliği azaltır. Bu, pasif bir güvenlik özelligidir.

Sodium: Hızlı Reaktör (SFR):

Sıvı natri, hızlı reaktörler için mükemmel bir soğutucu maddesidir. Çok yüksek ısı iletkenliği, atmosferik basınçta çalışır, doğal dolaşım etkili olur. Ağır risk: natri, havaya maruz kaldığında şiddetli şekilde yanar ve suyla patlayıcı bir şekilde reaksiyon gösterir. Tüm natri sistemleri, çift duvarlı ısı değiştiricileri ve inert atmosfer gerektirir. Natri yangını, Monju (Japonya) ve Superphénix (Fransa) gibi önemli olaylar olarak gerçekleşmiştir.

Yakınsama matrisi (hepsi birlikte çalışmalıdır):

- Soğutucu kimyası, ışınlatma sırasında kaplamayı aşındırmalıdır

- Yavaşlatıcı, soğutucu maddiyle uyumlu olmalıdır (ağır su ve hafif su uyumlu; grafit ve su RBMK pozitif boşluk sorunu yaratır)

- Yakıt, soğutucu maddeyle kimyasal olarak stabil olmalıdır (SUO₂ su içinde: iyi. UF₄ florür salı ile: iyi. SUO₂ natri içinde: iyi. Ama su içinde metalik uranyum paslanmaz.)

- Çalışma sıcaklığı ve basınç, malzeme kalifikasyon sınırları içinde olmalıdır

Soğutucu ve Yavaşlatıcılarınızı Özelleştirin

Reaktör tipiniz, ana soğutucunu belirler. Şimdi, soğutucu, yavaşlatıcı, yakıt ve kaplama: ve ana kimyasal veya termal riski tanımlayarak tam sistem uyumu için bir gerekçe sunun.

Üç Bağımsız Soğutma Döngüsü

5a. Bölüm: Üçlü Yedekli Soğutma Sistemleri

Neden üç soğutma döngüsü?

Fukushima'da yedek soğutma vardı. Çünkü tüm yedeklerin ortak bir dezavantajı vardı: AC gücü olmadan çalışamazlardı ve aynı zamanda deniz aşırı olan tsunaminin de grid gücünü devre dışı bırakmasının yanı sıra dieselleri de yok etti. Tek bir başarısızlık, soğutmanın tamamen kaybına yol açan zincirleme olaylara neden oldu.

Üç katlı redundans, aynı sistemin üç kopyası değildir. Gerçek redundans, üç boyut boyunca bağımsızlık gerektirir:

- Fiziksel ayrışma: Farklı binalar, farklı kadranslar, farklı yükseklikler. Bir kadranda bir sel olayı, başka birini devre dışı bırakamaz.

- Farklı güç kaynakları: Farklı elektrik hatları, farklı yedek güç. Bir hatın başarısızlığı, başka bir soğutma döngüsünü devre dışı bırakamaz.

- Farklı etkinleştirme mantığı: Bir döngü yüksek sıcaklıkta çalıştırılır, başka biri düşük basınçta, başka biri hiç güç yokken. Farklı hata modları, farklı döngüleri etkinleştirir.

Bir modern PWR için üç standart soğutma döngüsü:

Döngü 1: Normal Kapatma Soğutma (SCS / Kalıntı Isı Alma, RHR):

Etkin sistem. Pompalar, kapatma sonrası ısıyı ısı değiştiriciler üzerinden almak üzere soğutucu sıvıları döter. Normal AC veya acil AC tarafından güçlendirilir. Depresürize olduktan sonra düşük basınçta çalışır. Etkinlik set noktası: tipik olarak RCS sıcaklığının ~177°C (350°F) altındaki ve basınç ~28 bar (400 psi) altındaki zamanlardır. Planlı kapanmalarda planlı kalıntı ısı kaldırma sistemi olarak çalışır.

Döngü 2: Acil Korozyon Soğutma Sistemi (ECCS): Yüksek Basınç ve Düşük Basınç Ekstrüzyon:

Etkin sistem. Kayıp-coolant olaylarına (LOCA) yanıt verir. Yüksek basınç enjeksiyonu (HPI) küçük deliklerde kullanılır: reaktör soğutma sistemi (RCS) basınçını korur, boratlı su enjekte eder. Akmayan su deposu enjeksiyonu: büyük boratlı su deposu altındaki azot basınçlı (~40 bar): RCS basınçının altındaki zamanlarda reaktör soğutma sistemi (RCS) basınçının altındaki zamanlarda pasif olarak boşalır (bu aşamada pompalar, bu aşamada güç gerektirmez). Düşük basınç enjeksiyonu (LPI) daha sonra RCS tamamen depresürize olduktan sonra devreye girer. Boron konsantrasyonu kritiktir: kontrol çubukları olmadan soğuk kapanma sağlamalı ve sürdürmelidir.

Döngü 3: Pasif Korozyon Soğutma (gravite veya doğal dolaşım):

Pasif sistem: pompalar, AC gücü, operatör eylemi gerekmeyen. İki yaklaşım vardır:

- AP1000 tarzı (Westinghouse): Reaktör üzerinde büyük su tankı (pasif korozyon kaldırma ısı değiştiricileri, pasif korozyon kaldırma tankları). Gravitasyonel dolaşım. Kaza koşullarında, doğal dolaşım, primer su tankından ısıyı kaldırır, bu da kabarcık ve dış hava ile soğutulan pasif korozyon kaldırma ısı değiştiricileri üzerinde buharlaşır. Tamamen pasif.

- NuScale style: Reaktör modülü, su havuzu içinde oturuyor. Ana sistemde doğal dolaşım, havuzu aracılığıyla ısıyı taşırır. Ana veya güvenlik sistemlerinde herhangi bir pompa yok.

- PRHR HX (Passif Residual Heat Removal Heat Exchanger): Büyük su dolu bir tankta (iç tutulma refueling su deposu, IRWST) daima batırılmıştır. PRHR HX'de doğal dolaşım, herhangi bir pompa olmadan pasif soğutma ısısını kaldırır. 72 saat herhangi bir operatör eylemi olmadan çalışır.

Bağımsız doğrulama: ne olmalı:

- Kablo 1, 2 ve 3 farklı elektrik hatlarından (1A, 1B, 1C veya Bölge I, II, III) güç almalıdır

- Kablo 3 AC güç kaybıyla çalışmalıdır

- Her kablo farklı bir fiziksel bölgede olmalıdır (bari veya mesafeyi ayıranlar tarafından ayrılmış)

- Ortak nedenli hatalar: Fukushima'nın tsunamisi gibi analiz edilmeli ve önlenmelidir

Ortak nedenli hata analizi:

Üç kabloyı devre dışı bırakabilecek tek bir hata ne olabilir? Bunu belirlemeniz ve tasarımınızın bunu nasıl önlediğini göstermeniz gerekmektedir.

- Sismik ortak neden: üç kablo tümü Seismic Category I yapılar içinde olmalıdır ve site SSE için tasarlanmıştır

- Sızıntı ortak nedeni: kablolar farklı yüksekliklerde veya sızıntı korunan kabinlerde olmalıdır

- Yangın ortak nedeni: yangın bariyerleri (3 saatlik), ayrı kablo hatları, redüandans ayırma

- Isı kaynağı kaybı ortak nedeni: üç kablo ısıyı aynı son ısı kaynağı (nehir, okyanus) üzerinden geri gönderirse, bu kaynağın kaybı analiz edilmelidir

Loop 1: Normal Kapanış Soğutma Tasarımı

Normal kapanış soğutma / RHR sistemini tasarlayın.

Loop 2: ECCS Yüksek Basınç Enjeksiyonu Tasarımı

Döngü 2, sizin acil çekirdek soğutma sisteminizdir: kaza tarafından aktive edilir, normal işlemler tarafından değil.

Döngü 3: Pasif Çekirdek Soğutma

Loop 3, AC gücü olmadan ve hiçbir operatör eylemi olmadan çalışmalıdır. Son savunma hattıdır: sistemin Fukushima senaryosunu önleyen kısmı.

Ortak Neden Faaliyet Analizi

Üç soğutma döngünüz var. Şimdi gerçekten bağımsız olduklarını kanıtlamanız gerekiyor.

Üç Bağımsız Yoll ile Reaksiyonu Durdurmak

5b Bölümü: Üç Katlı Redundant Kapatma Sistemleri

Bir zincir reaksiyonunu durdurmak, kontrol çubuklarından daha fazlasına ihtiyaç duyar. Güvenli bir modern reaktör, soğuk durdurma sağlamayı ve sürdürmeyi sağlayacak üç tamamen bağımsız kapatma mekanizmasına sahip olmalıdır.

Neden sadece kontrol çubukları?

Chernobyl'in reaktörünü hızlı bir şekilde kapatamayan kontrol çubukları başarısız oldu: RBMK, grafitli uçlar eklendiğinde, kapatma kısa süreli bir güç patlamasıyla başladı. TMI'de, kontrol çubukları doğru bir şekilde eklendi, ancak operatörlerin soğutucu seviyesi hakkında karışıklık nedeniyle biriken bir koroza neden oldu. Ders: tek bir sistem, kapatma için tek başına bir yoldur.

Kapatma Sistemi 1: Kontrol Çubukları:

Ana şut sistemleri. Nötron emici malzeme (bor karbür B₄C, hafnyum veya Ag-In-Cd alaşımı) içeren çubuklar kovan içine yerleştirilir. Çubuklar, güç kaybı veya güvenlik sinyali durumunda, çubukları yukarıda tutan elektromanyetiklerin enerji kaybetmesi nedeniyle, gravite ile veya SCRAM (sorun hızı hızlı şut) ile kova içine düşer. SCRAM süresi: genellikle çubuklar 2-4 saniye içinde tamamen yerleştirilir.

Tasarım gereksinimleri: (1) Çubuk değeri: Tüm çubuklar birlikte reaktörü herhangi bir çalışma durumundan kapatmalıdır, en yüksek değere sahip çubuk çekilmiş durumda tutuksa. Bu, 'tutuk çubuk kriteri' olarak bilinir. (2) SCRAM süresi: başlangıç testi sırasında ölçülür ve doğrulanır. (3) Test sıklığı: Kontrol çubuklarının düzenli bir takvimle hareket ettirilmesi ve işlevsel olduğunu doğrulamak için düzenli olarak egzersiz yapılması gerekir.

Şut Sistemi 2: Acil Borlama:

Reaktör soğutma sistemine borlu su enjekte etmek. Boron-10, mükemmel bir nötron emicidir. Yeterli bor enjeksiyon, kontrol çubukları tamamen çekilmiş durumda olsa bile soğuk şut elde edilir. İki mekanizma: (1) Standpipe enjeksiyonu: Borik asit tankı, RSC'ye pompa ve izolasyon valfleriyle bağlantılıdır. (2) ECCS bor enjeksiyonu: ECCS toplama suyunun zaten borlu olduğu; ECCS enjeksiyonu, soğuk şut için gereken bor konsantrasyonu sağlar. Güvenli analizde, tüm çubuklar tutuksa soğuk şut için gereken bor konsantrasyonu, tipik olarak 2000-2500 ppm (borik asit, H₃BO₃) olarak hesaplanır.

Şut Sistemi 3: Pasif Emici Akış (fizik tabanlı, güç gerektirmiyor):

Farklı fiziksel prensiple çalışan, çeşitli, pasif bir şut mekanizması. Örnekler:

- Bor top enjeksiyonu (CANDU tarzı): Güç kaybında, absorbe edici malzeme içeren toplar, ayrı modereasyon bölümlerine gravite ile düşer.

- Yüksek tanktan pasif bor enjeksiyonu: Güç kaybında açılacak şekilde tasarlanmış bir valf nedeniyle, konsantre borik asit, RSC'ye gravite ile enjekte edilir. Hiç pompa, sinyal gerekmez.

- Molten salt drain-to-subcritical geometry: MSRs için, soğutma gücü kaybında don parçası erir, yakıtı subkritik geometriye (sistem içine tasarlanmış subkritik geometri) bir geometriye akar ve zincir reaksiyonu destekleyemeyen bir yapıya zorlar.

- Yakıtlı zehirli madde çubukları ile spring-ejection: Bazı tasarımlarda, ikincil şut çubukları, tutucu mekanizmanın kaybında güç kaybeder ve kova içine yukarıya fırlatılır.

Test & izleme gereksinimleri:

Her şut sistemi, düzenli bir takvimle bağımsız olarak test edilir ve sonuçları kaydedilir ve NRC'ye bildirilir. NRC, devre dışı şut sistemleri hakkında bulgularını raporlu olaylar olarak görür. Testler, her sistemin tek başına soğuk şut elde edebildiğini göstermek zorundadır.

Üç Şut Sistemlerinizi Tasarlayın

Reaktörünüz için üç kapama sistemini tasarlayın.

Üç Bağımsız Power Kaynağı

Bölüm 5c: Üç Katlı Redundans Power Kaynakları

Fukushima'nın temel dersi: istasyonun karanlığı: AC gücü kaybı: koroja zarar vermemelidir. NRC'nin (Uluslararası Nükleer Düzenleme Komisyonu) post-Fukushima gereksinimleri (FLEX) plentleri, uzaktan istasyon karanlığı ile başa çıkmalarını sağlamak için farklı ve bağımsız power kaynakları kullanma gerekliliğini belirtir.

Power Kaynağı 1: Offsite Grid:

Normal güç kaynağı. İki veya daha fazla bağımsız iletim hattinden bağımsız substarasyonlardan (farklı grid devreleri). Koruyucu transformator: ani basınç relayı, diferansiyel relayı, kilit out relayı: başarısız bir transformatörün diğer bantlara sıçramasını önler. Eğer platinin ana jeneratörü devre dışı kalırsa, offsite power birkaç saniye içinde yardımcı transformatör aracılığıyla devreye girer.

Zayıflık: Ağ'ı (kötü hava, sismik olay, grid istikrarı) hasarlı herhangi bir şey, offsite power'ı kesebilir. Offsite power, normal durumun en güvenilir kaynağıdır, ancak acil durumun en az güvenilir kaynağıdır.

Power Source 2: Acil Diesel Jeneratörleri (EDGs):

Ana acil güç kaynağı. NRC minimum: her birimi için 2 EDG, her biri bir güvenlik bölümünün tam acil yüklerini taşıyabilecek kapasitede. Başlangıç gereksinimi: EDG, bir başlatma sinyali alduğında, NRC gereksinimi olan derecelendirme gerilimi ve sıklıkta ulaşmalıdır. Yakıt kaynağı: NRC minimumı, tam yükte 7 günlük bir tedariklidir. Post-Fukushima en iyi uygulama: 14 günlük bir tedarik için tasarlamak, yakıt teslimat sözleşmeleri ile yenilemeyi garanti etmek.

Testler: aylık yük testi (tam hızda boş start), üç aylık yük testi (tam yükte), 18 aylık dayanıklılık testi (tam yükte tam test süresince çalıştırılır).

Bir tipik 1100 MWe PWR, 2-4 EDG ile comes, her biri ~7,000 ila 9,000 kW kapasitede.

Power Source 3: İstasyon Piller (DC güç, Class 1E):

En son yedek güç kaynağı, aletler, kontrol, acil ışıklandırma, valf çalıştırma ve iletişim için. Piller, normal çalışma sırasında AC bantlarından şarj edilir. Tüm AC'nin kaybı durumunda: piller bağımsız olarak DC güç sağlar.

Boyutlandırma: her DC bantının, AC şarj olmadan en az 2 saatlik yük listesini sağlayacak şekilde boyutlandırılması gerekir. Modern tasarımlar 4-8 saat boyutlandırır. Yük listesi: kontrol çubukları sürücü monitörleri, güvenlik ile ilgili aletler, acil ışıklandırma, acil iletişim ve kritik valf aktüatörleri içerir.

Pil değiştirme: üretici programına göre, tipik olarak 10-20 yıl. Pil testleri: kapasite testi yıllık, her 18 ayda bir boşluk testi.

FLEX Stratejisi: Post-Fukushima Mobil Ekipmanlar:

Mobil diesel jeneratörleri, mobil pompa ve hortumlar, farklı erişim yollarına (aynı zamanda taşkın veya yangınla ulaşılmayan) sahip çok sayıda konumda önceden konumlandırılmıştır. Güvenli bantlara ve soğutma sistemlerine bağlanma noktaları önceden kurulum ve test edilmiştir. FLEX ekipmanları, AC power olmadan operatörler tarafından yerleştirilebilir. NRC, istasyonun karanlıkta kalması, son ısı kaynağının kaybı ve kombinasyonları için FLEX stratejilerini ele almak zorunda olduğunu gerektirir.

Üç Güç Kaynağınızı Tasarlayın

Güç mimarınızı tamamlayın.

Üç Bağımsız İzleme Kanalı

5d. Bölümü: Üç Katlı Redundans & Enstrümantasyon

Enstrümantasyon ve kontrol (I&C) hataları her büyük nükleer kazaı tetikledi veya kötüleştirdi. TMI'de, operatörler, bir pilot çalıştırılan açma valfini (bir ışıklı, valfin emniyetle açıldığı değil, gerçekten açıldığı olup olmadığını gösterir) açık olup olmadığını belirten tek bir gösterge tarafından karmakarışık kararlar vererek kuyu suyunu boşalttılar. Chernobyl'de, kritik enstrümanlar testin fatal olduğu esnada devredışı bırakıldı veya yanıltıcıydı.

Üç bağımsız ölçme kanalı:

Modern reaktörler, güvenliği sağlamak için üç (veya dört) bağımsız kanala ayırır: A, B ve C (veya I, II, III, IV). Her kanal, farklı sensörler kullanarak, ayrı kablo hatlarından, ayrı kablo sargısından ve ayrı güvenlik hatlarından güç alır.

Farklı teknolojilerin sebebi nedir?

Sensörler arası ortak neden hata: Eğer üç kanal da aynı sensör modelini kullanıyorsa, bu modelde sistemik bir eksiklik tüm üçünü aynı anda aynı yanlış okuma ile başarısız etmesine veya aynı okuyu vermesine neden olabilir. Farklı üreticiler veya ölçüm prensipleri kullanmak bu riske azalır.

2'li 3 oybirliği:

Üç kanal, her biri bir güvenlik fonksiyonu için (ör. 'yüksek basınç, SCRAM başlat') evet/hayır sinyali ölçer. En az 2'den 3 kanalın hemfikir olması durumunda güvenlik eylemi gerçekleşir. Niçin 1'den 3 değil? Zaten tek bir hatalı kanal, gereksiz SCRAM'lar (çok fazla yanlış pozitif: tesis güvensiz olur) sebep olurdu. Niçin 3'ten 3 değil? Zaten tek bir başarısız kanal, SCRAM'ın gerçekleşmesini engellerdi (çok az doğru pozitif: tesis güvensiz olur). 2'den 3, matematiksel optimumdur: tek başına gereksiz kapanmaya ve tek başına kapanmama karşıdadır.

Kazanın ardından izlenmesi gereken değişkenler: NUREG-0696 Kategorisi 1 değişkenler:

Aşağıdaki değişkenler, bir kaza sırasında bağımsız olarak normal dijital kontrol sistemi (DCS) dışında izlenmelidir, özellikle de DCS hasar görmüş ya da güvensizse işleticiye gerçek truth sunmak için:

- Reaktör soğutma sistemi basınç

- Reaktör soğutma sistemi sıcaklık (sıcak borusu, soğuk borusu)

- Reaktör soğutma sistemi su seviyesi (iç mekan seviyesi)

- Kaplama basınç

- Kaplama radyasyon seviyesi

- Atımlı radyasyon izleyicileri (soğutucu, buhar, kaplama atmosferi)

Çevresel & sismik yeterlilik:

Tüm güvenlik ile ilgili I&C, kazaların yaşandığı süreler için (aylar) deneyimlenecek olan çevre koşullarına uygun olmalıdır: 150°C'ye kadar sıcaklık, %100 nemi, 10⁷ rad (100 kGy) toplam radyasyon, kaza süresince. Bu 10 CFR 50 Ek B / IEEE 323 çevre yeterliliğini adlandırırız. Sismik yeterlilik (IEEE 344): site SSE sırasında ve sonrasında çalışmalıdır.

Görevli İzleme Mimarisini Tasarla

İnstrumentation & Control (I&C) güvenlik mimarisini tasarlayın.

Enerji veya Operatör Eylemi Olmadan Çalışan Güvenlik Özellikleri

6. Bölüm: Pasif Güvenlik Özellikleri

Pasif güvenlik özellikleri sadece fiziksel olarak çalışır: pompalar, güç, operatör eylemi yoktur. Her zaman etkin, sürekli çalışır ve bir istasyon karartma olayı tarafından devre dışı bırakılamaz.

Uranium Yakıtı İçinde Her Zaman Mevcut Negatif Doppler Katsayması:

Yakıt sıcaklığı arttıkça, U-238 rezonans emme zirveleri genişler (Doppler genişlemesi). U-238 tarafından daha fazla nötron fission olmadan yakalanır. Bu, yakıtın ısınırken fission oranını otomatik olarak azaltan bir geri bildirim mekanizmasıdır. Bu, her uranium yakıtlı reaktörde çalışır. Nötronları kontrol edemezler gibi kontrolsüz kimyasal patlamalar gibi bir uranium reaktörü çalışamaz: fiziksel olarak karşı çıkar.

Negatif Moderator Sıcaklık Katsayısı (LWR'lar için):

Hafif su reaktörlerinde, soğutucu/moderator sıcaklığı arttıkça, su yoğunluğu azalır. Azalan yoğunlukla daha az nötron yavaşlar ve fission için gereken termal enerjilere ulaşır. Otomatik olarak reaktivite azalır. Bu, PWR'lar ve BWR'lar'ın geniş bir güç seviyesi aralığında kendiliğinden düzenleyici olduğunu açıklar.

Çoğu LWR için Güçte Negatif Boşluk Katsayması:

Soğutucuda bulanıklar oluşursa buhar oluşur veya soğutucular kaybedilir, ılımlılık azalır. LWR'lar için bu, reaktiviteyi azaltır. Bu, Chernobyl'in RBMK'sini eksik olduğu bir güvenlik ögesi: büyük pozitif boşluk katsaymasına sahip olduğu için soğutucu kaybı güç artırdı ve geri bildirim döngüsü patlayacak şekilde çalıştı.

Pasif Kayıp Isı Kaldırma: Doğal Akış:

Sıcak su, soğuk sudan daha az yoğundur. Primer döngüden sıcak soğutucular doğal olarak yükselir. AP1000 gibi tasarımlarda, bu doğal akış PRHR HX'yi pompalar olmadan hareket ettirir. Kayıp ısı, sadece fiziksel olarak kaldırılır.

İn-Vessel Retention (IVR): AP1000 yaklaşımı:

Bir ciddi kazanın koroze hasarına ilerlemesi durumunda, erimiş koroymun reaktör kabı içinde tutulması gerekmektedir. AP1000 tasarımı, IRWST'den graviteyle reaktör boşluğunu suyla doldurur. Dış kabın ısıyı kaldırması, çelik kabı sağlam tutmayı ve erimiş koroymun containment zeminine kaçmasını önler. Bu, önceki LWR'lerde bulunmayan bir tasarım yeniligtidi.

Dış-Kab Koroçöz: EPR yaklaşımı:

IVR alternatifi: kabı terk eden koroymun, altına ve üstünden soğutulmasını sağlayan bir yayılma bölgesi (koroçöz) içine düşmesine olanak sağlar. EPR (Avrupa Basınçlı Reaktörü) bu yaklaşımı kullanır. IVR ve koroçöz her iki yöntemi de aynı senaryoyu ele alır: ciddi kaza ilerlemesi kab açıklaması ötesine.

Birisel Yönetim: Pasif Oto-Katalitik Yeniden Birleştiriciler (PAR'lar):

Zircaloy-buhar reaksiyonları hidrojen üretir. Hidrojen, containment'da toplanır. Hava'da %4-75 hidrojen konsantrasyonu, yangın yapabilir; %13-59 arasında, patlayabilir. Fukushima hidrojen patlamaları, Birim 1, 3 ve 4 reaktör binalarını yok etti. Modern containments, hidrojen yönetimine ihtiyaç duyar: PAR'lar (pasif oto-katalitik yeniden birleştiriciler) bu cihazlar, platin veya paladyum katalizöri içerir. Hidrojen ve oksijen, katalizör yüzeyinde, ısı iletilmeden, odada sıcaklıkta, su buharı üretmek için birleşir. Güç gerektirmez, fanlar gereklidir, operatör eylemi gerekmeyiz. PAR'lar, en kötü durumda hidrojen kaynak terimi temelinde, containment boyunca gerekli miktar ve konum hesaplanır.

Dört Fiziksel Bariera: Sınırlı Derinlik Savunması:

Yukarıdaki diyagram, yakıt ve ortam arasındaki dört fiziksel engeli gösterir:

1. Yakıt matrisi (UO₂ seramik): normal koşullar altında fission ürünleri yaklaşık %95 tutar

2. Yakıt kabı (Zircaloy veya SiC): metal engel, herhangi bir kaçan fission ürünleri içerebilecek ilk containment

3. Reaktör soğutma basınç sınırı: kalın duvarlı çelik kap ve boru

4. Containment yapısı: genellikle 1-1,5 metre kalınlığında, en kötü durumda LOCA için basınç ve sıcaklık, ve uçak çarpma için tasarlanmıştır

Pasif Güvenlik Özelliklerinizi Tasarlayın

Pasif özellikler tasarımın fizik ve geometrisine inşa edilmiştir: devre dışı bırakılamazlar.

İnsan Güvenlik Katmanı

Bölüm 7: İnsan Denetimi Tasarımı

Her büyük nükleer kaza, insan faktörü nedeniyle meydana gelmiştir: insanlar güvenilir değilse değil, çünkü insan denetimi sistemi kötü bir şekilde tasarlanmıştır. İyi bir tasarım, doğru şeyi yapmak için kolay ve yanlış şeyi yapmak için zor hale getirir.

En az üç nitelikli personel 7/24 saat boyunca tesiste bulunmalıdır:

- Reaktör Operatörü (RO): NRC lisanslı (10 CFR Part 55). Reaktör kontrollerini işletir. Otelin özel simülatörüne yönelik yazılı sınavı ve işletme testini geçirmek zorundadır. Lisans, o özel tesise özgüdür: transfer edilemez.

- Senior Reactor Operator (SRO): Shift Supervisor: NRC lisanslı. RO'yu denetler. Bağımsız SCRAM yetkisine sahiptir: bir acil durdurma emri verebilir, yönetim tarafından verilen herhangi bir diğer kişinin talimatlarına rağmen.

- Radiation Protection (RP) Technician / Health Physics Officer: İzotop miktarını ve radyasyon seviyelerini izler, kişisel dozajları yönetir, denetlenen alanlara erişim izni verir ve toplam dozları takip eder.

Bağımsız SCRAM yetkisi:

Şifreleme yöneticisi, profesyonel yargılarına dayanarak ve yönetim onayı gerektirmeden, her zaman bir acil durdurma başlatma yasal yetkisine sahiptir. Bu, 10 CFR 50.54(x) kapsamında bir düzenleyici gereksam olup, TMI dersi: operatörlerin, anormal soğutucu kaybı senaryosunu hızlı bir şekilde tanımlama ve güvenle SCRAM etme eğitimi ve yetkisine sahip olmalıydı. Bunun yerine, çelişkili göstergeler tarafından karmaşıklaştırıldılar ve belirteçleri düzeltmeye çalıştılar yerine, altta yatan duruma odaklandılar.

İki Kişi Güvenliği (TPI):

Belirtilen operasyonlar: özellikle yakıt taşıma, belirli testler sırasında kontrol çubukları manipülasyonu ve bazı hayati alanlara erişim: iki uygun kişi tarafından mevcut ve birbirini görmeye zorlanır. Hiçbir kişi tek başına işlemi tamamlayamaz. Bu, prosedür uyumu yerine fiziksel kontrolü (iki aynı anda gereken anahtar anahtarı, kilitler) kullanır. TPI, bireysel hataları ve sabotajı önlemeye yardımcı olur.

Shift limitleri: yorgunluk yönetimi:

10 CFR 26 (Düzen için Uygunluk) gereğince, en fazla çalışma süresi 12 saattir. Shiftler arasında en az 8 saat dinlenme süresi gerekmektedir. Haftalık maksimum çalışma saatleri 54 saattir (acil durumlar için 72 saat ile yönetim onayı ile). Bu sınırlar, nükleer operasyonlar sürekli uyanıklık gerektirdiği için uyku yetersizliği, alkol gibi aynı şekilde karar verme yeteneğini önemli ölçüde etkiler.

Eğitim gereksinimleri:

- NRC onaylı, tesise özel tam kapsamlı bir simülatör üzerinde eğitim programı

- İlk lisans: yazılı sınav (başarılı/pass, çok seçenli ve deneme) + işletme testi (NRC lisansli bir müfettiş tarafından el becerisi değerlendirme)

- Yeniden uygunluk: yıllık yazılı sınav, her iki yılda bir simülatör üzerinde işletme sınavı

- Değerlendirilebilir acil durum tatbikatları: tatbikatlar arası olarak dörtte bir saatlik tatbikat, her yıl eyalet ve il katılımı ile tam ölçekli acil yanıt tatbikatı

Acil İşletme Prosedürleri (EOP'lar):

Belirteçlere dayalı prosedürler, NRC tarafından onaylanmıştır. 'Eğer Event X görürsen Y'yi yap' yerine, modern EOP'lar şu şekilde der 'Eğer bu belirtileri gözlemliyorsanız (yüksek basınç + düşük seviye + yükselen sıcaklık), bu prosedüre girin.' Bu yaklaşım: TMI'den sonra geliştirilmiştir ve operatörlerin, gördükleri belirtilere göre değil, onları neden olduğuna inandıkları şeyin neden olduğu gibi değil, tepkiler verdiğinden daha güçlüdür.

Kontrol odası tasarımı: post-accident monitoring DCS'den bağımsız:

Post-accident monitoring cihazları, tesis dijital kontrol sistemi (DCS) tamamen başarısız olsa bile, kontrol odasından okunabilir şekilde tasarlanmalıdır. Bu, ayrılmış kablosuz gösterge cihazlarıdır: analojik ölçüm aletleri veya ayrı güç ve sinyal yollarına sahip uygun dijital gösterge cihazları.

İnsan Denetimi Sisteminizi Tasarlayın

İnsan denetimi bir güvenlik sistemiidir. Soğutma döngülerinizinki kadar dikkatle tasarlayın.

Yer Seçimi ve Dış Tehlike Tasarımı

Bölüm 8: Yer Seçimi & Sivil Tasarım

Site, nükleer santralin hayati tehlikesini üstesinden gelmesi gereken dış tehlikeleri belirler. NRC, FSAR (Son Güvenlik Analizi Raporu) kapsamında kapsamlı bir dış tehlike analizi gerektirir.

Sismik tasarım: Güvenli Kapanış Depremi (SSE):

Herhangi bir nükleer santralde, Güvenli Kapanış Depremi (SSE) bulunmaktadır: Santralın güvenli kapanış sağlamayı ve sürdürmeyi başarması için dayanabileceği en büyük deprem. Güvenlik ile ilgili yapılar (reaktör binası, kontrol binası, ECCS binaları, EDG binaları) Seismic Category I olarak tasarlanmalıdır: SSE'yi üstlenebilecek ve işlevsel kalabilecek şekilde. SSE, 10⁻⁴ yıllık aşma olasılığı hedefine sahip olasılıksal sismik risk analizi (PSHA) ile belirlenir: 10.000 yıllık geri dönüş süresi olayı. Fukushima tasarım temel depremi 6.1 büyüklüğünde; gerçek deprem 9.0 büyüklüğünde oldu. SSE'yi asla düşük tahmin etme.

Sulak Alanlar: En Fazla Olası Sulak Alan (PMF):

PMF, site üzerinde meydana gelebilecek en büyük seldir ve bu, meteorolojik ve hidrolojik analizlerle belirlenir. Nükleer santral seviye yüksekliği, PMF seviyesinin üzerinde olmalıdır veya santral PMF'ye uygun (duvarlar, kapılar, kapanlar) sel engellerine sahip olmalıdır. Fukushima'dan önemli ders: deniz duvarı 5.7 metre için tasarlandı; gerçek tsunami 15 metre oldu. PMF hesaplamaları muhakkak konservatif olmalıdır.

Dış tehditler: uçak çarpışı, aşırı rüzgar, dış patlamalar:

- Uçak çarpışı: 9/11 sonrası, NRC büyük ticari tesisler için uçak çarpışmasını değerlendirme (belirlenmemiş) gerektirir. Yeni tasarımlar gibi AP1000 & EPR, containment ve kontrol odası tasarımı için uçak çarpışma direncini içerir.

- Aşırı rüzgar / tornado: her site bölgesi için tasarım temel tornado Regulatory Guide 1.76'ye göre.

- Dış patlamalar: kimya fabrikalarına yakın, LNG terminali, petrol hatları veya tehlikeli yüklerle tren hatlarına değerlendirilmelidir.

Yabancı Alan Sınırı (EAB): 10 CFR 100:

EAB, işletenin toprak üzerinde kontrolü olan en küçük yarıçaplı alanın etrafında yer alır. En kötü olasılık kazanın ardından iki saat içinde EAB'de radyasyon dozunun 25 rem bütün vücut (TEDE) geçmemesi gerekir. Bu limit, containment ve site sınır geri çekilme tasarımı için kullanılır. Daha büyük bir santral, daha büyük bir kaynak terimi gerektirdiği için daha büyük bir EAB gerektirir.

Acil Durum Planlama Bölgeleri (EPZ):

Her nükleer santral etrafındaki iki bölge:

- Duman maruziyeti yolları EPZ: yaklaşık olarak 10 mil yarıçap. Koruma faaliyetleri: tahliye, sığınakta kalma, potasyum iyotlu dağıtım, trafik kontrol planları.

- Yutma yolları EPZ: yaklaşık olarak 50 mil yarıçap. Koruma faaliyetleri: gıda ve su tüketim kısıtlamaları, tarım ürünlerinin ve süt ürünlerinin denetlenmesi.

EPZ boyutu sadece reaktör boyutuna bağlı değildir: NRC düzenlemenin tüm ticari reaktörler için (bazı küçük SMR'ler için biraz esneklikle) EPZ boyutunu belirler. Acil durum planları, eyalet ve yerel hükümetlerle geliştirilip uygulanmalıdır.

Siteni Savunma

Siteniz ve sivil tasarım seçiminizi savunun.

NRC Lisanslama Süreci

9. Lisanslama Yolu

Amerika Birleşik Devletleri'nde bir reaktör inşa etmek için lisans olmaksızın suçtur. NRC'nin 10 CFR Part 52 lisanslama süreci, betonu dökmeden önce güvenlik sorunlarını kağıt üzerinde tespit etmeyi amaçlamaktadır. Ayrıca, halk, müdahaleciler ve NRC teknik personeli tarafından tasarımda zorlama ve iyileştirme amacıyla gerçekleştirilen bir mecazdır.

10 CFR Part 52: Birleştirilmiş Lisans (COL):

Ana modern lisanslama yoluydu. Bir COL, inşaat izni ve işletme lisansını bir süreçte birleştirir. Uygulayıcı, tasarımın NRC gerekliliklerini karşıladığını ve sitenin kabul edilebilir olduğunu gösterir. NRC, inşaat sırasında İncelemeler, Testler, Analizler ve Kabul Kriterleri (ITAAC) ile lisanslanmış tasarımda ne yapıldığını doğrular.

Dizin Sertifikasyonu (DC):

Reaktör tasarımı, herhangi bir özel site bağımsız olarak NRC tarafından onaylanabilir. Bir Tasarım Onayları 15 yıl sürer. Onaylandıktan sonra, bir COL fabrikası, DC'yi referans alabilir ve standart tasarımını yeniden tartışmaya gerek olmadan kullanabilir. AP1000 ve ABWR, onaylanmış tasarımlardır. Küçük Modüler Reaktör (SMR) tasarımcıları (NuScale, GEH BWRX-300, Kairos, TerraPower), teknolojiler için tasarım onayları elde etmektedirler.

Son Güvenlik Analiz Raporu (FSAR): 17 Bölüm:

FSAR, her lisans başvurusunun kalbi olan teknik bir belgedir. Oluşturulan reaktörü tanımlar ve NRC gerekliliklerini karşıladığını gösterir. Ana bölümler:

- Bölüm 1: Giriş ve genel açıklama

- Bölüm 2: Yer özellikleri (sismik, taşkın, meteoroloji, nüfus)

- Bölüm 4: Reaktör (yakıt tasarımı, çekirdek fizikleri, termal-hidrolik)

- Bölüm 5: Reaktör soğutma sistemi (primar akışkan, basınç sınırlaması, ECCS)

- Bölüm 6: Mühendislik güvenlik ögeleri (kapsül, ECCS, hidrojen kontrol)

- Bölüm 7: Araç ve kontrol

- Bölüm 8: Elektrik enerjisi (offsite, onsite, piller, FLEX)

- Bölüm 9: Yardımcı sistemler

- Bölüm 13: İşleyiş (organizasyon, eğitim, EOP'lar)

- Bölüm 15: Kaza analizleri (tasarım dayalı kaza: LOCA, ana buhar hattı kırılması, kontrol çubuğu atılması vb.)

- Bölüm 16: Teknik şartnameler (işlemsel sınırlar ve gözetim gereksinimleri)

Olasılıksal Risk Analizi (PRA):

Kuantitatif bir güvenlik analizi olan PRA, çekirdek hasarının ve büyük erken salınımın olasılığını hesaplar. İki anahtar metrik vardır:

- Çekirdek Hasar Sıklığı (CDF): reaktör-yılda bir çekirdek hasarının olasılığı. NRC hedefi: < 1×10⁻⁴/reaktör-yıl. Gelişmiş reaktör hedefleri: < 1×10⁻⁵/reaktör-yıl.

- Büyük Erken Salınma Sıklığı (LERF): reaktör-yılda bir büyük, erken radyoaktivite salınımının olasılığı koruma önlemleri alınmadan önce. NRC hedefi: < 1×10⁻⁵/reaktör-yıl.

PRA ayrıca, CDF'ye en önemli kaza dizileri (büyük katkı sağlayanlar) ve en önemli sistemler ve bileşenler (önem ölçütleri) belirler. Bu, bakımı, testi ve tasarım iyileştirmesi kaynaklarını yönlendirir.

ITAAC: Muayeneler, Testler, Analizler ve Kabul Kriterleri:

Her güvenlikli sistem ve yapı için, COL, ne muayene, test veya analiz yapılacağını ve ne tür bir kabul kriteri olduğunu belirtir. NRC'den yakıt yükleme izni verilmeden önce, tüm ITAAC tamamlanmalıdır ve raporlanmalıdır. Eğer bir ITAAC başarısız olursa, fabrikanın başlaması için kapanması ve ITAAC geçmesi gerekir.

İnşaat & Önceden İşletme Testi:

COL verildikten sonra inşaat başlar. NRC, inşaatı ITAAC (Inspection, Testing, Analysis, & Acceptance Criteria) kapsamında denetler. İşletme öncesi testler, her sistemin tasarım öngörüleri doğrultusunda başarılı olup olmadığını doğrular. Yakıt yüklemesi izni, NRC personelinin ITAAC'ın tamamlandığını belirlemesine bağlıdır.

Lisanslama Yolu Haritasını Çiz

Özel reaktör tasarımınız için lisanslama yolunu adım adım anlatın.

Tamamlayıcı Tasmanı Sunun

Madde 10: Son Tasarım İncelemesi

Nükleer enerji santrali için her ana sistemini tasarladınız. Şimdi NRC Güvenlik Denetim Komitesi'ne sunulacak şekilde tam tasarımınızı sunun: Bir Genel Müdür Nükleer Ofisçinin sunduğu gibi.

Tasarmanız şu ögeleri göstermek zorundadır:

Tam üç katlı yedeklilik her dört güvenlik fonksiyonu için:

1. Soğutma: üç döngü (aktif RHR, pasif depolara sahip aktif ECCS, pasif PRHR veya havuz)

2. Kapatma: üç sistem (kontrol çubukları, acil borusu, pasif emici dren)

3. Güç: üç kaynak (offsite ağ, acil jeneratörler, istasyon pilleri) plus FLEX

4. İzleme: Üç bağımsız kanal (A/B/C) (2'den 3'ü oylama), sonrası kaza izlemesi

Pasif güvenlik özellikleri:

- Negatif Doppler katsayısı (üraneyli yakıtta her zaman mevcuttur)

- Negatif moderator/boşluk katsayısı reactor tipinize göre

- Pasif decay ısı alma (tabii ki sirkülasyon veya havuz)

- Kötü olay yönetimi (IVR, çekirdek yakalayıcı veya MSR subkritik'e akış)

- Hidrojen yönetimi (kapalı alanda dağıtılmış PAR'lar)

İnsan denetimi:

- Tesiste 24/7 üç yetkin rol

- İki kişi bütünlüğü ile fiziksel uygulanma

- Uygun değişim sınırları

- Tesis özel simülatör eğitimi

- Belirtilere dayalı EOP'lar

Konum:

- Sismik temel tasarım (SSE, Sismik Kategori I yapılar)

- Sel koruma (PMF veya engeller)

- EAB doz limiti (25 rem TEDE)

- EPZ (10 mil plüm, 50 mil yutma)

Tarihsel test:

Tasarınız, TMI, Chernobyl ve Fukushima'nun belirli başarım modlarını nasıl önlediğini göstermelidir.

- TMI: Daha iyi post-kaza izlemesi (direk RCS seviyesi), belirtilere dayalı EOP'lar, eğitilmiş operatörler

- Chernobyl: Negatif boşluk katsayısı (olumsuz SCRAM etkisi yoktur), bağımsız SCRAM yetkisi, güvenlik sistemlerini kullanma izni verilmemelidir

- Fukushima: Pasif soğutma (AC gücü gerekmeksizin), yükseltilebilir FLEX ekipmanları, 14 günlük dizel yakıt, PMF üzerinde site

Tam Tasarım İncelemesi

Bu, tasarım savunmanızdır. Cevapları eksik bırakmak, sorgulanacaktır.

Tasarınızın TMI, Chernobyl ve Fukushima'yu Önlemesi

Madde 11: Geçmişten Koruma

Üç büyük nükleer kaza modern reaktör güvenliği gereksinimlerini belirledi. Tasarladığınız her tekrarsızlık sistemi, bu kazaardan birinin bir atasıdır.

Three Mile Island (TMI), 1979: Pennsylvania, ABD:

Bir pilot çalıştırılan relief valfi (PORV) saatlerce açık kalmaya zorlandı ve bu sayede ana soğutma suyunu saatlerce boşalttı. Gösterge ışığı, valfin kapatıldığını gösteriyordu, ama aslında kapalı olmadığını gösteriyordu. Operatörler, çelişkili göstergelere dayanarak, sistemin aşırı doldurulduğu zannıyla ECCS (ekstra çekirdek soğutma sistemi) enjeksiyonunu azalttı. Koro, açığa çıkarılmış, aşırı ısınarak ve kısmen erimeye uğradı.

Öğreniler: (1) Direkt post-accident izleme: Operatörler, gerçek valf pozisyonunu, gerçek soğutma seviyesini ve gerçek koro sıcaklığını görebilmelidir. (2) Belirtilere dayalı EOP'lar: Operatörlar, gözlemlenenlere değil, neden olduğuna inandıkları şeylere göre yanıt verir. (3) Kaza tanıyarak ve tepki verme konusunda daha iyi operatör eğitimi.

Chernobyl, 1986: Ukrayna SSC, Sovyetler Birliği:

Güvenlik testi, düşük güçte (istabil bölge) ve güvenlik sistemlerinin bazılarının devre dışı bırakıldığı veya atlanması gereken durumlarda gerçekleştirildi. RBMK reaktörü büyük bir pozitif boşluk katsayesine sahipti: soğutucunun kaynatılması reaktivite artıyordu. Operatörlerin kapatma girişimi, grafitli kontrol çubuklarının bir anlık güç patlamasına (olumlu scram etkisi) neden olduğu zaman reaktör büyük bir buhar patlamasıyla yok oldu ve grafit yangınına uğradı.

Öğreniler: (1) Ticari reaktörlerde pozitif boşluk katsayısı olmayacak. (2) Güvenlik sistemlerinin normal işletme sırasında devre dışı bırakılmaması gerekiyor. (3) Bağımsız SCRAM yetkisi: Test direktörü, güvenlik değerlendirmesi konusunda şifre şefinin kararını geçiremez. (4) Reaktör fizik bilgisi, sadece prosedür takip etmeyi öğrenmek için operatör eğitimi.

Fukushima Daiichi, 2011: Japonya:

Bir 9.0 büyüklüğündeki deprem, Fukushima Daiichi'deki acil dizel jeneratörleri sular altında bırakarak ve yok ederek başladı. AC gücü olmadan ve dizellerle birlikte yok olan, Birimler 1, 2 ve 3'deki pasif soğutma, enerji gerektirmeden soğutma sağlar. Zircaloy-steam reaksiyonu sonucu üretilen hidrojen, reaktör binalarında patlama yarattı. Üç nükleer korozyon 72 saat içinde eridi.

Oklar: (1) Pasif soğutma, enerji gerektirmeden soğutma sağlar. (2) Diesels ve piller sığınak seviyesinden yüksek veya sığınak koruma altında. (3) FLEX taşınabilir ekipman, çeşitli ve erişilebilir konumda depolarda. (4) PMF tasarım temeli, konservatif olmalıdır. (5) Uzun süreli istasyon karanlığı, sadece analiz edilmez, tasarımı için.

Tasarımınızı Tarihle Bağlayın

Bu, capstone'ın son sorusu.