Néhány atomerőműben vagy atomerőműben van egy vagy több „ vészhelyzeti kondenzátor ”.
A forrásban lévő víz atomreaktor magjának vészhűtésének utolsó lehetősége , amikor egy vagy több hűtőrendszer ("RCIC") részben vagy egészben meghibásodott.
A reaktor közelében és felett helyezkednek el .
Az angolul beszélők hívják őket:
A frankofonok a megfelelő angol nyelvű kifejezések szó szerinti fordításából is hívják őket
Ezen előnyök eredményeként az ilyen „ készenléti kondenzátorokat ” beépítették különböző típusú forró vizes reaktorokba , ideértve a gazdaságos egyszerűsített forró vizes reaktort ( ESBWR ; amelyet „egy villamosenergia- ipari vállalatok, tervezők és kutatók nemzetközi csapata tervezett) azzal a céllal, hogy az európai ipari és kormányzati szabványok kielégítésének biztosítása ” és „ kihasználni a passzív biztonsági rendszer moduláris kialakításának előnyeit, a méretgazdaságosságot, valamint a passzív erőművi rendszerek egyszerűségében rejlő előnyöket az anyagigények csökkentése és a jövedelmezőség javítása ... ” .
Két problémára lehet hivatkozni:
Egy futó, versenyautó reaktorban a hőt nukleáris bomlás csapódik nagy mennyiségű vizet. Ez a víz részben gőzzé alakul, ami megemeli a nyomást és a hőmérsékletet a reaktorban.
Ha a hőmérséklet és a nyomás emelkedése túl sok, mert a mag hűtés vízcseppek például még abban az esetben a tökéletes és gyors behelyezése a szabályozó rudak a magba, a tüzelőanyag-rudak kockázati olvadáspontú ( olvadását a mag. Mag ) miatt a még mindig "forró" üzemanyag által leadott látens hő.
Ezután a hajó megrepedhet (mint Csernobilban), és nagy mennyiségű radionuklidot, esetleg hidrogént és oxigént szabadít fel, amelyek hidrogénrobbanást okozhatnak (mint a fukusimai katasztrófa idején ).
Ha van egy vagy több (a nukleáris iparban biztonsági rendszerek redundanciája ajánlott) készenléti kondenzátorok, akkor a mag túlmelegedése esetén a keletkező gőz egy része passzívan eltávolítható a reaktorból és csöveken keresztül vezethető át. Nagyon ellenálló és hőszigetelt , egy nagy hőcserélő (vagy több hőcserélő) felé. A túlhevített magból érkező gőz ezután áthalad egy hideg vízben fürdő (vagy kevésbé meleg, mint a gőz) hőcserélőn, és vízbe kondenzálódik, amelyet gravitáció (szintén nagyon ellenálló cső útján) visszavezet a reaktortartályba. majd segít kihűlni.
Ez a folyamat kiküszöböli az elektromos szivattyúk szükségességét. Önfenntartó mindaddig, amíg (rendszeresen) hideg vizet adnak a kondenzátor tartályaihoz. A kondenzátort hűtő vizet tartalmazó tartályokat rendszeresen új vízzel kell tölteni (nem mineralizált, hogy ne duguljon el a hőcserélő), mivel a víz elpárolog a tartályból.
Ezt a feltöltést általában elektromos szivattyúkkal vagy - e szivattyúk meghibásodása esetén - a tűzoltó hálózattal, vagy az utóbbiak meghibásodása esetén a reaktorépület lábánál elhelyezett tűzoltókocsival , a 'kívül.
Az (E) SBWR reaktoroknak három napos hűtővizet kell tartalmazniuk, amely elméletileg időt ad a tűzoltóknak arra, hogy probléma esetén eljöjjenek és megtöltsék a tartályt. Minden reaktorban, még a legrégebbi is, több hűtőrendszer van, amelyek általában feleslegesek a meghibásodás kockázatának korlátozása érdekében. Néhány, beleértve a reaktor n o 1 Fukushima Dai-ichi van egy másik hűtőrendszer kondenzációs kamrában vagy szuppresszió kamra (Ezek a „tórusz” vagy wetwells 35 m átmérőjű reaktorok Mark of General Electric). De ezek a toroid kamrák - bizonyos körülmények között - már nem elegendőek. És mindenekelőtt az ott kondenzáló vizet nem lehet egyedül továbbadni (szivattyúzás nélkül) a szív felé, mivel ez a tórus felett helyezkedik el.
Mivel a rendszer robusztus és szinte teljesen passzív, általában megbízhatónak és hasznosnak, vagy akár a reaktor biztonsága szempontjából elengedhetetlennek tekintik.
2002-ben egy tanulmány ezen rendszerek termohidraulikus teljesítményének megbízhatóságára és valószínűségére összpontosított baleset esetén, különböző típusú telepítéseknél (és összehasonlítva a korábbi rendszerekkel). Más tanulmányok következnek, többek között a fukusimai nukleáris baleset után (gyors magolvadás és hidrogénrobbanás az 1. reaktor épületében).
Úgy tűnik, hogy az IC ( Isolation Condenser ) hőcserélők nem működése vagy pontosabban a késői és túl rövid használata szigorúan részt vesz a reaktor magjának megolvadásának eredeténél bekövetkező gyors (kb. Egy órás) olvadásban. n o 1 fukusimai atomerőmű (in2011. március).
A hűtőrendszerben az atomerőművek néhány reaktorában , esetleg a kiégett fűtőelemek hűtésére (ideértve a japán Fukushima Daiichit is) a kondenzálandó gőz egyaránt nagyon forró, erősen radioaktív lehet, és nagyobb nyomáson is, mint általában a a reaktor.
Ebben az esetben a rendszer elméletileg villamos energia hiányában is képes működni, de néhány szelepet kézzel kell kinyitni áramkimaradás esetén (ami túl későn történt az 1. számú reaktorban a fukusimai katasztrófa idején ).
Ban ben 2012. december, Mitsuhiko Tanaka (aki részt vett a fukusimai erőmű építésében, és aki tagja a Parlament által a fukusimai nukleáris baleset elemzésére létrehozott bizottságnak) meglepődött, hogy ez a kondenzátor nem működik, úgy vélte, hogy vagy a kondenzátor, vagy a csövek a reaktorhoz való csatlakoztatását a földrengés károsította, vagy az üzemeltetők nem tudták, hogyan kell használni. Az Arte által néhány hónappal később kiadott rekonstrukció szerint a második hipotézis a helyes volt.
A pálya egy emberi hiba különösen kezelésével összefüggő, a kondenzátor a reaktor n o 1 atomerőmű Fukushima Daiichi váltottuk az üzemeltető TEPCO, több mint egy évvel a katasztrófa után, a2011. május, Yukio Edano japán kormányszóvivő felkérésére, aki szerint "sajtón keresztül" tájékoztatták, és felkérte az ipari és nukleáris biztonsági kormányzati ügynökséget [NISA], hogy más szervezeteket elemezzenek pontosan, mi vezetett ehhez a hibához, a Miután a NISA felszólította a Tepcót, hogy nyújtson be részletes magyarázatot a 2011. május 23.
Normál reaktor üzemi körülmények között a vezérlőrendszer nincs aktiválva. A kondenzátor felső része mindig gőzvezetékekkel csatlakozik a reaktor felső részéhez. Ezek a vezetékek csak akkor engedik be a reaktor forró és radioaktív gőzeit, ha a belépő szelepet távvezérléssel elektromos vezérléssel nyitják. Túlmelegedés esetén a gőz bejut a kondenzátor IC-be és ott kondenzálódik (mindaddig, amíg a kezelő gondoskodik arról, hogy rendszeresen feltöltse a tartályt vízzel, manuálisan, ha nincs több elektromos áram).
Amikor a rendszer aktiválódik, a kondenzátor alján szelep nyílik, és a kondenzvíz egyszerű gravitációval a reaktor magjába áramlik, ahol leesik. Ez a ciklus folyamatosan folytatódik, amíg a szikla le nem záródik.
A passzív biztonsági rendszerek könnyen moduláris jellegének köszönhetően az azonos passzív biztonsági szint fenntartása érdekében úgy ítélték meg, hogy elegendő a kondenzátorok számának növelése, mivel a reaktorok teljesítménye nőtt, ideértve az európai SBWR-t is.
Például, miután javaslatot tett egy ESBWR reaktor teljesítményének 1190 MW-ra növelésére, ennek a teljesítménynek a további, 3613 MWt-ig történő növelése érdekében elegendő az E Lumini & al. cserélje ki a konténer három 10 MWt passzív kondenzátorát (PCC a passzív kondenzátorhoz) négy 15 MWt kondenzátorra; vészkondenzátorokhoz. Három 30 MWt-os készenléti kondenzátor (IC) esetében az SBWR esetében négy 33 MWt-os egységre jutottunk az ESBWR-hez. Európában az első vizsgálatokat PCC és IC prototípusain hajtották végre az olaszországi Piacenza-i „PANTHERS” tesztközpontban . Ezen tesztek alapján méretezték ki az ESBWR PCC / IC medencerendszereit.
2011-ig ezt az eszközt tartották az egyik legbiztonságosabbnak, mert passzív, moduláris és a mérnökök eleve méretezték, hogy megfeleljenek az eltávolítandó maradék hőnek.
Sikeresen teljesítette az APSRA ( Assessment of Passive System ReliAbility ) módszer teszteket .
De ezeknek a mechanizmusoknak a megbízhatóságát főleg matematikai modellekből tesztelik . 2012-ben azonban továbbra is bizonytalanságok merültek fel a passzív termohidraulikus rendszerek működésében és modellezésében, amelyek E Zio és N. Pedroni szerint extrém esetekben a rendszer funkciójának képtelenségéhez vezethet.
A szempontból kockázatértékelés és kezelése , legalább négyféle és a bizonytalanság forrásait általában úgy tekintik, három forrásból képes zavarják egymást;
A 2011-es fukusimai nukleáris baleset során a TEPCO üzemeltetői úgy tűnt, hogy nem tudják, hogy kézzel kell kinyitniuk a szelepet. Ez a végső megoldás tehát túl későn aktiválódott, amikor a szív valószínűleg már olvadni kezdett. Ezenkívül a hűtővíz gyorsan elpárolgott, és a kondenzátor nem működhetett sokáig. Az üzemeltetők úgy döntöttek, hogy bezárják a szelepeket, miután a kondenzátor tartályait kiürítették a hűtővízből.
Különböző, szerényebb méretű rendszerek, de " sürgősségi kondenzátoroknak " is nevezik őket , és a természetes cirkuláció, a vízhűtéssé alakított gőz gravitációja létezik olyan generátor alapú radioizotópoknál (100 W konverterű turbina), amelyek forrása besugárzott kobaltlemezekből áll.
A „szív” ezen generátorok nagyon veszélyes, mert a jelentős radioaktivitás (3000 kúria egy hőerőmű 4500 watt elején életük), sürgősségi kondenzátorok is léteznek.
Minden esetben (különösen az atomerőmű reaktorában) a primer körből származó folyadék szivárgása vagy vízvesztesége már nem teszi lehetővé a vészkondenzátor működését.