Pasywne systemy bezpieczeństwa stosowane w energetycznych reaktorach jądrowych chłodzonych wodą
DOI:
https://doi.org/10.17512/INSTAL.2026.06.03Słowa kluczowe:
pasywne systemy bezpieczeństwa, reaktory jądrowe, chłodzenie wodąAbstrakt
W artykule przedstawiono przegląd rozwiązań stosowanych w pasywnych systemach bezpieczeństwa projektowanych dla energetycznych reaktorów jądrowych chłodzonych wodą, ze szczególnym uwzględnieniem jednostek generacji III i III+. Scharakteryzowano zasadę działania tych systemów oraz dokonano ich kategoryzacji biorąc pod uwagę zdefiniowane przez Międzynarodową Agencję Energii Atomowej stopnie pasywności. Przedstawiono najważniejsze zalety i ograniczenia rozwiązań w zakresie bezpieczeństwa biernego, wskazując na ich wysoką niezawodność, prostotę konstrukcyjną oraz zdolność do działania w warunkach utraty zasilania, przy jednoczesnym zwróceniu uwagi na ograniczenia wynikające z niewielkich sił napędowych oraz złożoności zjawisk termohydraulicznych.
Pobrania
Bibliografia
[1] International Atomic Energy Agency. (1991). The safety of nuclear power: Strategy for the future: Proceedings of a conference, Vienna, 2–6 September 1991 (STI/PUB/880). https://www.iaea.org/publications/3751/the-safetyof-nuclear-power-strategy-for-the-future
[2] International Atomic Energy Agency. (1991). Safety related terms for advanced nuclear plants: Report of a Technical Committee Meeting, Västeras, Sweden, 30 May–2 June 1988 (IAEA-TECDOC-626). https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/te_626_web.pdf
[3] International Atomic Energy Agency. (1996). Technical feasibility and reliability of passive safety systems for nuclear power plants: Proceedings of an Advisory Group meeting held in Jülich, Germany, 21–24 November 1994 (IAEA-TECDOC-920). https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/te_920_web.pdf
[4] International Atomic Energy Agency. (2009). Passive safety systems and natural circulation in water cooled nuclear power plants (IAEA-TECDOC-1624). https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/te_1624_web.pdf
[5] International Atomic Energy Agency. (2013). Passive safety systems in advanced water cooled reactors (AWCRs): Case studies (IAEA-TECDOC-1705). https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/TE-1705_web.pdf
[6] Aksan, N., D’Auria, F., & Glaeser, H. (2018). Thermal-hydraulic phenomena for water-cooled nuclear reactors. Nuclear Engineering and Design, 330, 166–186. https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2018.01.035
[7] International Atomic Energy Agency. (2014). Progress in methodologies for the assessment of passive safety system reliability in advanced reactors: Results from the coordinated research project on development of advanced methodologies for the assessment of passive safety systems performance in advanced reactors (IAEA-TECDOC-1752). https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/TE-1752_web.pdf
[8] International Atomic Energy Agency. (2005). Environmental impact assessment for the site specific assessment of radioactive waste disposal facilities (IAEA-TECDOC-1474).
[9] Electric Power Research Institute. (1999). Advanced light water reactor utility requirements document: Volume III—ALWR passive plant, Chapter 1: Overall requirements (Rev. 8; TR-016780V3R8). https://www.epri.com/research/products/TR-016780-V3R8
[10] Westinghouse Electric Co., LLC. (2003). The Westinghouse AP1000 advanced nuclear plant: Plant description [Brochure]. https://www.apcnean.org.ar/arch/3e139fc91ebe2e675db2194460badc7c.pdf
[11] Kok, K. D. (Ed.). (2016). Nuclear engineering handbook (2nd ed.). CRC Press.
[12] Westinghouse Electric Company LLC. (2004). AP1000 design control document (Rev. 14; APP--GW-GL-700). https://www.nrc.gov/docs/ML0507/ML050750282.pdf
[13] Blanch, P. M., & Lochbaum, D. (2004, May 3). BWR containment overpressure [Backgrounder]. Union of Concerned Scientists. https://www.ucs.org/sites/default/files/2022-05/20040503-ucs-bg-bwr-containment-overpressure.pdf
[14] American Nuclear Society. (n.d.). Appendix F: Safety system descriptions for station blackout mitigation: Isolation condenser, reactor core isolation cooling, and high-pressure coolant injection [PDF]. Retrieved April 21, 2026, from https://www.ans.org/file/3418/Fukushima_Appendix_F.pdf
[15] Westinghouse Electric Company LLC. (2004). AP1000 design control document (Rev. 14; APP--GW-GL-700). https://www.nrc.gov/docs/ML0507/ML050750282.pdf
[16] American Nuclear Society. (n.d.). Appendix F: Safety system descriptions for station blackout mitigation: Isolation condenser, reactor core isolation cooling, and high-pressure coolant injec
tion [PDF]. Retrieved April 21, 2026, from https://www.ans.org/file/3418/Fukushima_Appendix_F.pdf
[17] Blanch, P. M., & Lochbaum, D. (2004, May 3). BWR containment overpressure [Backgrounder]. Union of Concerned Scientists. https://www.ucs.org/sites/default/files/2022-05/20040503-ucs-bg-bwr-containment-overpressure.pdf
Pobrania
Opublikowane
Numer
Dział
Kategorie
Licencja
Prawa autorskie (c) 2026 Paweł Mirek (Autor)
Utwór dostępny jest na licencji Creative Commons Uznanie autorstwa 4.0 Międzynarodowe.
Authors retain copyright and grant the journal the right of first publication, with the work simultaneously licensed under a Creative Commons Attribution 4.0 International License, which permits others to share the work with appropriate acknowledgment of the authorship and initial publication in this journal.
