نظام أمان المفاعل النووي

قضبان التحكم عبارة عن سلسلة من القضبان التي يمكن إدخالها بسرعة في قلب المفاعل لامتصاص النيوترونات وإنهاء التفاعل النووي بسرعة. ^{[ 2 ]} وهي تتكون عادةً من الأكتينيدات واللانثانيدات والمعادن الانتقالية والبورون ، ^{[ 3} ] في سبائك مختلفة مدعومة بهيكل فولاذي. بالإضافة إلى قدرتها على امتصاص النيوترونات ^، يجب أن تتمتع السبائك المستخدمة بمعامل تمدد حراري منخفض على الأقل حتى لا تتعطل عند درجات الحرارة العالية، كما يجب أن تكون ذاتية التشحيم، لأن التشحيم بالزيت سيتلف بسرعة كبيرة عند درجات الحرارة التي يتعرض لها قلب المفاعل النووي.

تستطيع مفاعلات الماء المغلي إيقاف تشغيل المفاعل تمامًا باستخدام قضبان التحكم. ^{[ 2 ]} في حالة وقوع حادث فقدان سائل التبريد (LOCA)، يمكن تعويض فقدان الماء في نظام التبريد الأساسي بضخ الماء العادي إلى دائرة التبريد. من جهة أخرى، يتكون نظام التحكم السائل الاحتياطي (SLCS) من محلول يحتوي على حمض البوريك ، الذي يعمل كمثبط للنيوترونات ويغمر قلب المفاعل بسرعة في حالة حدوث مشاكل في إيقاف التفاعل المتسلسل. ^{[ 4 ]}

يمكن لمفاعلات الماء المضغوط إيقاف تشغيلها تلقائيًا (SCRAM) باستخدام قضبان التحكم. كما تستخدم هذه المفاعلات حمض البوريك لإجراء تعديلات دقيقة على مستوى طاقة المفاعل، أو تفاعليته، باستخدام نظام التحكم الكيميائي والحجمي (CVCS). ^{[ 5 ]} في حالة فقدان سائل التبريد (LOCA)، تمتلك مفاعلات الماء المضغوط ثلاثة مصادر لمياه التبريد الاحتياطية: الحقن عالي الضغط (HPI)، والحقن منخفض الضغط (LPI)، وخزانات غمر قلب المفاعل (CFTs). ^{[ 6 ]} وتستخدم جميعها مياهًا ذات تركيز عالٍ من البورون.

يتألف نظام حقن سائل التبريد عالي الضغط (HPCI) من مضخة أو مضخات ذات ضغط كافٍ لحقن سائل التبريد في وعاء المفاعل أثناء وجوده تحت ضغط عالٍ. صُمم هذا النظام لمراقبة مستوى سائل التبريد في وعاء المفاعل، وحقن سائل التبريد تلقائيًا عند انخفاض المستوى عن حد معين. يُعد هذا النظام عادةً خط الدفاع الأول للمفاعل، إذ يُمكن استخدامه أثناء وجود وعاء المفاعل تحت ضغط عالٍ.

يتألف نظام تخفيف الضغط التلقائي (ADS) من سلسلة صمامات تُفتح لتصريف البخار على عمق عدة أقدام تحت سطح حوض كبير من الماء السائل (يُعرف باسم حوض التبريد أو حوض الكبح) في حاويات كبح الضغط (المستخدمة عادةً في تصميمات مفاعلات الماء المغلي)، أو مباشرةً إلى هيكل الحاوية الرئيسي في أنواع أخرى من الحاويات، مثل حاويات المكثفات الجافة أو المكثفات الجليدية الكبيرة (المستخدمة عادةً في تصميمات مفاعلات الماء المضغوط). يؤدي تشغيل هذه الصمامات إلى تخفيف الضغط داخل وعاء المفاعل، مما يسمح لأنظمة حقن سائل التبريد ذات الضغط المنخفض بالعمل، والتي تتميز بسعات كبيرة جدًا مقارنةً بأنظمة الضغط العالي. بعض أنظمة تخفيف الضغط تعمل تلقائيًا، بينما قد يتطلب البعض الآخر تشغيلها يدويًا. في مفاعلات الماء المضغوط ذات حاويات المكثفات الجافة أو المكثفات الجليدية الكبيرة، تُسمى صمامات النظام بصمامات تخفيف الضغط التي تعمل بالتحكم التجريبي .

صمامات تخفيف الضغط، والمعروفة أيضًا بصمام تخفيف الضغط (PRV) ^{[ 12 ]} أو صمام تخفيف الضغط الآمن (SRV)، هي جزء من مجموعة صمامات تُستخدم في حالة زيادة الضغط داخل المفاعل أو أثناء الانتقال بين وضع التشغيل العادي ووضع الإيقاف، وذلك لخفض الضغط في وعاء المفاعل أو في خطوط البخار. وتقوم هذه الصمامات عادةً بتصريف البخار إلى حوض التصريف (حيث يتكثف)، كما ذُكر سابقًا لنظام تخفيف الضغط التلقائي (ADS) الذي يُصرّف البخار أيضًا إلى حوض التصريف.

نظام التبريد والتدفئة ذو الضغط المنخفض (LPCI) هو نظام طوارئ يتكون من مضخة تقوم بحقن سائل تبريد في وعاء المفاعل بعد انخفاض ضغطه. في بعض محطات الطاقة النووية، يُعد نظام التبريد والتدفئة ذو الضغط المنخفض (LPCI) أحد أنماط تشغيل نظام إزالة الحرارة المتبقية ، المعروف أيضًا باسم نظام إزالة الحرارة المتبقية (RHR) أو نظام إزالة الحرارة المتبقية (RHS)، ولكنه يُطلق عليه عمومًا اسم نظام التبريد والتدفئة ذو الضغط المنخفض (LPCI). وهو ليس صمامًا أو نظامًا قائمًا بذاته.

يستخدم هذا النظام موزعات الماء (أنابيب مزودة بمجموعة من فوهات الرش الصغيرة) داخل وعاء ضغط المفاعل لرش الماء مباشرة على قضبان الوقود، مما يمنع توليد البخار. ويمكن أن تتضمن تصميمات المفاعلات رش قلب المفاعل في وضع الضغط العالي ووضع الضغط المنخفض.

يتألف هذا النظام من سلسلة من المضخات وأجهزة رشّ تقوم برشّ سائل التبريد في الجزء العلوي من هيكل الاحتواء الأساسي. وهو مصمم لتكثيف البخار وتحويله إلى سائل داخل هيكل الاحتواء الأساسي لمنع زيادة الضغط وارتفاع درجة الحرارة، مما قد يؤدي إلى التسرب، وبالتالي انخفاض الضغط بشكل غير مقصود.

يُشغَّل هذا النظام غالبًا بواسطة توربين بخاري لتوفير كمية كافية من الماء لتبريد المفاعل بأمان في حال عزل مبنى المفاعل عن مبنى التحكم ومبنى التوربينات. تعمل مضخات التبريد التي تُشغَّل بواسطة التوربينات البخارية والمزودة بوحدات تحكم هوائية بسرعات قابلة للتعديل ميكانيكيًا، دون الحاجة إلى طاقة بطارية أو مولد طوارئ أو مصدر طاقة كهربائية خارجي. يُعد نظام التبريد العازل نظامًا وقائيًا ضد حالة انقطاع التيار الكهربائي عن المحطة. لا يُعد هذا النظام جزءًا من نظام التبريد والتدفئة في حالات الطوارئ (ECCS) ولا يحتوي على وظيفة خاصة بحوادث انخفاض مستوى سائل التبريد. في مفاعلات الماء المضغوط، يعمل هذا النظام في دائرة التبريد الثانوية ويُسمى نظام تغذية المياه المساعدة الذي يُشغَّل بواسطة التوربينات . أما في مفاعلات الماء المغلي، فيعمل هذا النظام في دائرة التبريد الأولية، والمعروفة أيضًا بدائرة التبريد الرئيسية (MCC). يُسمى هذا النظام نظام تبريد عزل قلب المفاعل (RCIC). ^{[ 13 ]}

تُستخدم مولدات الديزل لتزويد الموقع بالطاقة خلال حالات الطوارئ. وعادةً ما تُصمَّم هذه المولدات بحيث يُمكن لمولد واحد توفير الطاقة اللازمة لإيقاف تشغيل المنشأة بالكامل أثناء حالة الطوارئ. وللحفاظ على استمرارية العمل، تحتوي المنشآت على عدة مولدات احتياطية. بالإضافة إلى ذلك، فإن الأنظمة اللازمة لإيقاف تشغيل المفاعل مزودة بمصادر كهربائية منفصلة (غالباً مولدات منفصلة) لضمان عدم تأثر قدرة الإيقاف.

قد يحدث انقطاع مفاجئ للتيار الكهربائي، مما قد يُلحق الضرر بالمعدات أو يُضعفها. ولمنع حدوث ذلك، يمكن ربط مولدات كهربائية بعجلات موازنة لتوفير طاقة كهربائية مستمرة للمعدات لفترة وجيزة. وغالبًا ما تُستخدم هذه المولدات لتوفير الطاقة الكهربائية إلى حين تحويل التيار الكهربائي الرئيسي للمصنع إلى البطاريات و/أو مولدات الديزل.

غالباً ما تشكل البطاريات نظام الطاقة الكهربائية الاحتياطي النهائي، وهي قادرة أيضاً على توفير طاقة كهربائية كافية لإيقاف تشغيل المصنع، أو فتح صمامات معينة، أو تشغيل معدات غرفة التحكم. كما يمكن استخدامها لتشغيل مولدات الديزل الاحتياطية .

يُعد غلاف الوقود الطبقة الأولى من الحماية المحيطة بالوقود النووي، وهو مصمم لحماية الوقود من التآكل الذي قد يُؤدي إلى انتشار مواد الوقود في دائرة تبريد المفاعل. في معظم المفاعلات، يتخذ الغلاف شكل طبقة معدنية أو خزفية محكمة الإغلاق. كما يعمل على احتجاز نواتج الانشطار، وخاصة الغازات منها عند درجة حرارة تشغيل المفاعل ، مثل الكريبتون والزينون واليود . لا يُعد الغلاف بمثابة درع واقٍ، ويجب تصميمه بحيث يمتص أقل قدر ممكن من الإشعاع. لهذا السبب، تُستخدم مواد مثل المغنيسيوم والزركونيوم لانخفاض مقاطعها العرضية لالتقاط النيوترونات .

يُعد وعاء المفاعل الطبقة الأولى من الحماية المحيطة بالوقود النووي، وهو مصمم عادةً لاحتجاز معظم الإشعاع المنبعث أثناء التفاعل النووي. كما أنه مصمم لتحمل الضغوط العالية.

يتألف نظام الاحتواء الأساسي عادةً من هيكل معدني و/أو خرساني كبير (غالباً ما يكون أسطوانياً أو على شكل بصلة) يحتوي على وعاء المفاعل. وفي معظم المفاعلات، يحتوي أيضاً على الأنظمة الملوثة إشعاعياً. وقد صُمم نظام الاحتواء الأساسي لتحمل الضغوط الداخلية العالية الناتجة عن تسرب أو تخفيض متعمد للضغط داخل وعاء المفاعل.

تحتوي بعض المحطات على نظام احتواء ثانوي يشمل النظام الأساسي. وهذا شائع جداً في مفاعلات الماء المغلي لأن معظم أنظمة البخار، بما في ذلك التوربينات، تحتوي على مواد مشعة.

في حالة حدوث انصهار كامل، من المرجح أن ينتهي المطاف بالوقود على أرضية الخرسانة لمبنى الاحتواء الرئيسي. تتميز الخرسانة بقدرتها على تحمل درجات حرارة عالية، لذا فإن أرضية الخرسانة السميكة والمسطحة في مبنى الاحتواء الرئيسي غالبًا ما توفر حماية كافية ضد ما يُعرف بمتلازمة الصين . لم يكن لمحطة تشيرنوبيل مبنى احتواء، ولكن تم إيقاف قلب المفاعل في نهاية المطاف بواسطة الأساس الخرساني. ونظرًا للمخاوف من انصهار قلب المفاعل واختراقه للخرسانة، تم اختراع " جهاز التقاط قلب المفاعل "، وتم حفر منجم بسرعة أسفل المحطة بهدف تركيب هذا الجهاز. يحتوي الجهاز على كمية من المعدن مصممة للانصهار، مما يُخفف تركيز الكوريوم ويزيد من موصليته الحرارية؛ ويمكن بعد ذلك تبريد الكتلة المعدنية المخففة بواسطة الماء المتداول في الأرضية. واليوم، جميع المفاعلات الجديدة المصممة روسيًا مُجهزة بأجهزة التقاط قلب المفاعل في أسفل مبنى الاحتواء. ^{[ 14 ]}

تحتوي مفاعلات AREVA EPR و SNR-300 و SWR1000 و ESBWR و Atmea I على أجهزة التقاط النواة.

يحتوي مفاعل الماء البازلتي المتقدم (ABWR) على طبقة سميكة من أرضية الخرسانة البازلتية المصممة خصيصًا لالتقاط اللب. ^{[ 15 ]}

• المعيار الوطني الأمريكي، ANSI N18.2، "معايير السلامة النووية لتصميم محطات مفاعلات الماء المضغوط الثابتة"، أغسطس 1973.
• IEEE 279، "معايير أنظمة الحماية لمحطات توليد الطاقة النووية".