Bugün öğrendim ki: 2011 yılında Fukuşima'da eriyen 3 reaktör 1960'larda ve 70'lerin başında inşa edilmişti ve aslında Çernobil ve Three Mile Island'daki reaktörlerden daha eskiydi
Fukushima Daiichi reaktörleri, GE, Toshiba ve Hitachi tarafından sağlanan, erken (1960'lar) tasarımına sahip GE kaynama suyu reaktörleri (BWR) olup, Mark I zırhı olarak bilinen bir yapıya sahiptir. 1-3 numaralı reaktörler 1971-75 yılları arasında ticari operasyona girmiştir. Reaktör gücü, 1 numaralı ünite için 460 MWe, 2-5 numaralı üniteler için 784 MWe ve 6 numaralı ünite için 1100 MWe idi. Yakıt demetleri yaklaşık 4 m uzunluğundaydı ve 1 numaralı ünitede 400, 2-5 numaralı ünitelerde 548 ve 6 numaralı ünitede 764 demet vardı. Her bir demet, zirkonyum alaşımından yapılmış kaplama içinde uranyum oksit yakıtı içeren 60 yakıt çubuğuna sahipti. 3 numaralı ünitede karışık oksit (MOX) yakıttan oluşan kısmi bir çekirdek vardı (32 MOX demet, 516 LEU). Normal çalışma sırasında hepsinin 6930 kPa basınç altında 286°C'lik bir çekirdek çıkış sıcaklığı ve kuru zırh içinde 115-130 kPa basınç vardı. Çalışma basıncı, bir PWR'deki basıncın yaklaşık yarısı kadardı. NISA, reaktör basınç kapları (RPV) için maksimum tasarım esas basıncının 300°C'de 8240 kPa olduğunu ve birincil zırh kabı (PCV) için yaklaşık 500 kPa* olduğunu belirtmiştir.
*NISA, 1 ve 3 numaralı üniteler için 430 kPa ve 2-3 numaralı üniteler için 140°C'de 380 kPa'yı 'maksimum' olarak vermiştir, görünüşe göre manometre basıncıdır, bu nedenle mutlak değer için 101 ekleyin: 530 ve 480 kPa. Havalandırmadan önce, 1 numaralı ünite RPV'si 12 Mart 2011'in erken saatlerinde 900 kPa'ya ve PCV'si 850 kPa'ya ulaşmıştır.
BWR Mark I, 30 mm çelikten yapılmış, arkasında takviyeli beton bir kabuk bulunan, serbest duran ampul şeklindeki kuru bir hazne ve altında bastırma havuzunu (2-5 numaralı ünitelerde 3000 m3 su) içeren torus şeklindeki ıslak bir hazne içeren birincil zırh sistemine sahiptir. Kuru hazne, birincil zırh kabı (PCV) olarak da bilinir ve reaktör basınç kabını (RPV) içerir. Basitlik açısından, burada 'kuru zırh' terimi kullanılır. Bastırma havuzundaki su, bir kaza durumunda enerji soğurucu bir ortam görevi görür. Islak hazne, kuru zırhta yüksek basınç olması durumunda bastırma havuzu suyunun altına deşarj olan bir dizi havalandırma sistemiyle kuru zırha bağlıdır. Birincil zırh sisteminin işlevi, herhangi bir büyüklükte reaktör soğutma borusunun soğutucu kaybı kazası (LOCA) sırasında açığa çıkan enerjiyi hapsetmek ve reaktörü dış saldırılardan korumaktır. Mark I'in Japon versiyonu, orijinal GE versiyonundan biraz daha büyüktür.
Normal çalışma sırasında, kuru zırh atmosferi ve ıslak hazne atmosferi inert azotla doldurulur ve ıslak haznedeki su ortam sıcaklığındadır. Suyun radyolitik bozunmasıyla rutin olarak az miktarda hidrojen oluşur ve bu normalde zırh kabındaki rekombinatörler tarafından ele alınır. Zirkonyum yakıt kaplamasının oksidasyonundan kaynaklanan büyük hidrojen oluşumuna karşı koymak için yeterli olmazlardı. Bunun dışında, düşük zırh basınçlarında hidrojen ve diğer gazlar, çoğu radyonükliti yakalayan karbon filtrelerden rutin olarak havalandırılır.
Bir LOCA meydana gelirse, buhar kuru zırhtan (kuru hazne) bir dizi havalandırma hattı ve borudan bastırma havuzuna akar, burada buhar yoğunlaşır. Buhar ayrıca güvenlik emniyet valflerinden ve ilgili borulardan doğrudan bastırma havuzuna reaktör kabından da salınabilir. Buhar ıslak haznede yoğunlaşacaktır, ancak hidrojen ve soy gazlar yoğunlaşmaz ve sistemi basınçlandıracaktır, ıslak haznedeki su kaynarsa buhar da basınçlandıracaktır. Bu durumda, ıslak hazneyi soğutmak için acil durum sistemleri devreye girecektir, aşağıya bakınız. Islak hazneden gelen aşırı basınç (300 kPa'nın üzerinde), 120 m emisyon bacasından sertleştirilmiş bir boru vasıtasıyla veya binanın reaktör servis katının üstündeki ikincil zırha havalandırılabilir. Yakıt hasarı olmuşsa, havalandırılan gazlar soy gazları (kripton ve ksenon), iyot ve sezyum içerecektir, bunların sonuncusu bazı senaryolarda yıkanacaktır. Herhangi bir fisyon ürünü salınımındaki daha az uçucu elementler zırhta çökelecektir. (Daha sonraki Mark II zırhları Mark I'e benzer, ancak her ikisi de Mark III'ten ve PWR'lerde standart hale gelenlerden çok daha küçüktür.)
İkincil zırh, acil çekirdek soğutma sistemlerini ve kullanılmış yakıt havuzunu barındırır. Yüksek basıncı hapsetmek için tasarlanmamıştır.
BWR'nin birincil soğutma devresi, reaktör basınç kabında çekirdeğin üstünden buharı alarak bitişik bir binadaki türbine taşır. Türbinleri çalıştırdıktan sonra yoğunlaşır ve su güçlü buharla çalışan pompalar tarafından basınç kabına geri döndürülür. Reaktör çekirdeğinin ve koruyucunun etrafına suyu aşağı doğru zorlayan iki güçlü jet pompası geri dönüşüm sistemi de vardır. Reaktör kapatıldığında, ana devredeki buhar doğrudan kondansatörlere bir baypas hattından yönlendirilir ve ısı orada, denize atılır. Her iki durumda da, basınç yaklaşık 450 kPa'ya (50 psig) düşene kadar en azından buharla çalışan bir türbin pompaları çalıştırır, ancak kondansatör işlevi, dizel jeneratörler tarafından desteklenmeyen deniz suyu için büyük elektrikle çalışan pompalara bağlıdır.
Düşük basınçta kapatma modunda, artık ısı giderme (RHR) sistemi daha sonra ikincil bir devrede çalışır (RHR, iki jet pompası geri dönüşüm devresine bağlıdır), daha küçük elektrik pompaları tarafından çalıştırılır ve ısıyı denize boşaltan RHR ısı değiştiricilerine basınç kabından su dolaştırır, ikincil devrede harici elektrik pompaları kullanır. Bu RHR sistemi dizel jeneratörler tarafından tamamen desteklenmektedir. 1 numaralı ünitede pasif çekirdek soğutması için bir izolasyon kondansatörü (IC) vardı, reaktör buharı harici bir kondansatöre gidiyordu ve çalışması için yalnızca DC pil gücüne ihtiyaç duyuyordu. 2-5 numaralı üniteler, otomatik olarak devreye giren ve reaktör kabına takviye suyu sağlayabilen (ısı giderme devresi olmadan) bir reaktör çekirdeği izolasyon soğutma (RCIC) sistemine sahipti. Bozunma ısısından buhar kullanan küçük bir buhar türbini tarafından çalıştırıldı, bir kondensat depolama tankından veya bastırma havuzundan su enjekte etti ve DC pil sistemi tarafından kontrol edildi. RCIC sistemleri, 3 numaralı ünitede 12 Mart'ta öğlen 11'e kadar ve 2 numaralı ünitede 14'ünde öğlen 2'ye kadar bastırma havuzundaki su kaynamaya başlayana kadar 2 ve 3 numaralı ünitelerde yardımcı bir rol oynadı.
Daha sonra soğutucu kaybına karşı daha fazla yedek olarak bir acil çekirdek soğutma sistemi (ECCS) vardır. Yüksek basınçlı ve düşük basınçlı elemanlara sahiptir. 1-3 numaralı ünitelerdeki yüksek basınçlı soğutucu enjeksiyonu (HPCI) sistemi, geniş bir basınç aralığında çalışacak şekilde tasarlanmış buhar türbinleriyle çalışan pompalara sahipti. HPCI, reaktörün altındaki büyük torus bastırma haznesinden ve bir su depolama tankından su çekti ve yalnızca DC pil gücü gerektirdi. Yaklaşık 700 kPa'nın altında kullanım için, RHR sistemi aracılığıyla ancak bastırma havuz suyu kullanılarak düşük basınçlı soğutucu enjeksiyonu (LPCI) modu ve çekirdek püskürtme sistemi de vardı, bunların hepsi elektrikle çalıştırılıyordu. Tüm ECCS alt sistemlerinin vanaları vb. çalıştırmak için bir miktar güce ihtiyacı vardır ve jeneratörlere pil yedeği bunu sağlayabilir.
Bu orijinal sistemlerin ötesinde, Tepco 1990'larda, şiddetli kaza yönetimi (SAM) karşı önlemlerinin bir parçası olarak RHR sistemi aracılığıyla yangın söndürme sistemi yoluyla su enjeksiyonu için bir hüküm (jet pompa nozulları aracılığıyla enjekte etme) sağlamıştır. Daiichi 2, 4 ve 6'ya hava soğutmalı dizel jeneratörleri kurulmuştur - sonuncusu tsunamiden sağ kurtulan tek jeneratördür.
Fukushima reaktörlerinin, bazı benzer ABD tesislerinde olduğu gibi yükseltilmiş değil, türbin binalarındaki zemin katta çok sayıda anahtarlama ekipmanı vardı. Ayrıca, dönemin tipik analog enstrümantasyonuna sahip kontrol odaları vardı, bu nedenle yalnızca birçok cihaz arızalanmadı, aynı zamanda veriler teşhisi ve iyileştirici aksiyonu desteklemek için uzaktan indirilemedi ve erişilemedi.
Fukushima Daiichi Kazası
Nükleer Enerji Santralleri ve Depremler
Nükleer Enerji Reaktörlerinin Güvenliği
Japonya: Nükleer Enerji