Bir yakıt depolama havuzu ( SFP için kullanılmış yakıt havuzları ) için geçici depolama havzasıdır kullanılmış nükleer yakıt veya kapatma reaktörü yeniden şarj yönelik.
Bir nükleer enerji santralinin reaktöründe veya bir araştırma veya araştırma reaktöründe , deneysel reaktörde veya nükleer denizaltında hizmet verdikten sonra , "kullanılmış nükleer yakıt " (orijinal olarak az çok zengin uranyumdan veya " MOX " olarak bilinen uranyum ve plütonyum karışımından yapılmıştır. ”) Hala radyoaktiftir ve ısı yayar (“ artık güçten ” bahsediyoruz ); daha sonra reaktörden çıkarılır ve yeniden işleme ve son depolamaya gönderilmeden önce depolama havuzunda geçici olarak depolanır .
Reaktör kapatıldıktan sonra yakıt elemanlarının yaydığı artık ısı tahliye edilmelidir, bu da kullanılmış yakıt depolama havuzunun sürekli olarak soğutulması gerektiği anlamına gelir.
Yeni yakıt da reaktöre yerleştirilinceye kadar bu havuzlarda geçici olarak depolanır.
Depolama havuzu, çıkarılabilir bölmeler takılarak birkaç bölmeye ayrılabilir.
Bir nükleer yakıt düzeneği depolama havuzunun üç ana işlevi vardır:
Böyle bir havuz ayrıca aşağıdakileri geçici olarak depolamak için de kullanılır:
Bir deaktivasyon havuzunda su birkaç rol oynar:
Borik asit , su içinde bulunan bir nükleer reaksiyon olası bir tekrar çalışmasının önlenmesi düzenekleri tarafından yayılan nötron emer.
Not: Yüksek düzeyde radyoaktif kaynaklar (örn . Işınlama (iyonizasyon) ile tıbbi ekipmanla dezenfekte etmek için kobalt 60) kullanan bazı endüstriyel iyonizasyon şirketleri , "kaynaklarını" kullanılmadıkları her zaman kendi yüzme havuzlarında korumalı bir alanda depolamalıdır. .
Bu havuzlar su geçirmezdir ve depreme dayanıklı standartlara göre inşa edilmiştir.
Bir önlemek üzere olan bir şekilde yerleştirilmiştir sırasında yüzme havuzları alt, yeni yakıt elemanı ya da reaktörden çıkarıldı, bu depolamak için kullanılan depolama rafları (veya raf veya hücre) 4.3 metre yüksekliğe sahip olan kritik bir durum ile yakıt çubuklarının (veya iğnelerin) birbirine karşı depolanması durumunda meydana gelebilecek bir nükleer zincir reaksiyonu . Çok önemli bir yükü desteklerler (uranyum kurşundan bile daha ağırdır) ve büyük bir deprem durumunda, sönmezlerse, "rafların hareketleri havuz duvarına zarar vererek sızıntıya neden olabilir" . Bu nedenle, bu raflara "yavaş termal genleşmelerine izin vermek ve bir deprem durumunda yüzme havuzunun duvarları üzerindeki kuvvetleri sınırlamak olan anti-sismik krikolar" takılmıştır .
Radyasyonu absorbe etmek için yakıtın üzerinde en az 2,4 m ila 3 m su yüksekliği gerekir. Bu havuzlar, yakıtla çalışma sırasında işçilerin radyolojik korumasını sağlamak ve büyük bir yapı oluşturmak için 900Mw PWR reaktörü için yaklaşık 12 m derinlik ve 1300Mw PWR reaktörü için (örneğin Golfech nükleer santral için 22.15m ) 20m'den fazladır. yakıt soğutması için su rezervi. Bir havuz, reaktör tipine bağlı olarak 300 ila 600 yakıt grubu içerebilir.
Yakıtın veya kaplamasının korozyon nedeniyle bozulmasını önlemek için suyun kalitesi sıkı bir şekilde kontrol edilir.
Sıcaklık kontrollüdür ve bu havuzların tamamı su soğutma sistemine sahiptir. Bu sistem, bir veya daha fazla yedekleme sistemi (bir sorun durumunda otomatik olarak devreye giren jeneratörler) tarafından güvence altına alınan bir elektrik kaynağına (pompaların çalışması için) ihtiyaç duyar.
Fransız elektrik santrallerinde, bir yakıt depolama havuzunun soğutma sistemi iki katına çıkarılmıştır (her biri bir pompa ve bir ısı eşanjörü içeren iki kanaldan oluşur ). "Yüzme havuzunda yakıt bulunduğunda, her iki kanalın da mevcut olması gerekir, bir pompa çalışırken diğeri acil durum olarak kullanılabilir durumda kalır . "
Ülkeye veya duruma bağlı olarak, yakıt grupları reaktör yakınındaki bir yüzme havuzunda üç ila altı yıl boyunca soğutulur ve daha sonra yeniden işleme, varillerde depolama veya depolama için gönderilmeden önce on ila yirmi yıl su altında tutulur. refnec}.
Yakıt depolama havuzundan gelen su , yakıt tertibatlarından yayılan ısıyı uzaklaştırmak için kapalı bir devrede kalıcı olarak borlanır , filtrelenir ve soğutulur (elektrik pompaları, kullanılmış yakıt havuzundaki suyu bir ısı eşanjör sistemi içinde yeniden girmeden önce sirküle eder , soğutulur. kullanılmış yakıt havuzunda).
Normal çalışma koşulları altında, su sıcaklığı teknik çalışma şartnamelerinde belirlenen bir eşiğin üzerine asla yükselmemelidir, örneğin Gravelines nükleer santrali için 45 ° C'nin veya diğer santral türleri için 50 ° C'nin altına.
Suyun ıslak koşullarda önemli radyoliz senaryosu , yani yakıtta bulunan metallerin olası katalitik etkisiyle yüksek sıcaklık ve iyonlaştırıcı radyasyonun (α, β, γ) su ile birleşik etkisiyle hidrojen ve oksijene ayrışması . giydirmeden korkulmaktadır, çünkü bu hidrojen üretimi bir patlamaya yol açma eğilimindedir.
Bu nedenle, depolama havuzları içeren binalardaki hava sürekli izlenmeli ve hidrojen bulunması durumunda (havalandırma, Fukushima nükleer kazası sırasında olduğu gibi azot enjeksiyonu , vb.) Muhtemelen arıtılmalıdır .
Gelen su reaktörü kaynar (BWR), bu "havuzlar" açılış ve reaktör kabının üst açıklığı ile aynı yükseklikte yanında yer alır, böylece inşa edilir binada (kapak çıkartılmış) -. Hatta, bu yüzden yakıtın reaktörden havuza transfer süresini bir "mekik" veya bir tüp .
Fransız PWR tesislerinde , reaktör binasına bağlı bir yakıt binası deaktivasyon havuzunu barındırıyor. Bu, normal çalışma sırasında kapatılan ve reaktör yükleme / boşaltma işlemleri sırasında açık olan bir transfer borusu ile reaktör binasının yüzme havuzuna bağlanır. Açık olduğunda, her iki havuzun seviyeleri dengelidir.
Büyük komplekslerde veya büyük yakıt yeniden işleme merkezlerine sahip olmayan ülkelerde, bir atık su arıtma tesisine aktarılmadan önce yakıt biraz daha az radyoaktif ve hassas hale geldiğinde ikincil depolama için yakınlarda ikincil bir havuz inşa edilebilir. ve atığın bir kısmını yeniden işleyecek ve yenileyecek olan bertaraf ( Avrupa'da La Hague veya Sellafield ) .
Bir enerji santralinin inşasından önceki çalışmalar sırasında, tasarımcı yüzme havuzunu (güvenlik payı ile), içermesi gereken nesnelerin hacmine, kütlesine ve niteliğine ve bileşimine göre (yani bölünebilir malzeme içeriği) doğru şekilde boyutlandırmalıdır. , sıcaklık, bütünlük vb.), dış (deprem, su baskını vb.) ve iç (yangın, su baskını vb.) riskler.
Fransa'da, operatör her yüzme havuzu için planlanan veya izin verilen yakıt türlerini bir “güvenlik raporu” nda beyan etmelidir.
Yüzme havuzu hizmete girdiğinde, operatör şunları sağlamalıdır:
Fransa'da, "genel işletim kuralları" (Nükleer Güvenlik Otoritesi tarafından onaylanmış ve doğrulanmış) ve "teknik talimatlar", her tür yüzme havuzu ve ilgili tesisler için geçerli olan hükümleri açıklamaktadır.
Güvenlik nedenleriyle, su seviyesinin bir seviye sensörü aracılığıyla kontrol odasından elektronik olarak izlenmesi, periyodik insan izleme ile birleştirilir (su seviyesinin görsel ve yerel ölçümü ile). Fransa'da, "genel işletim kuralları", yakıt düzeneklerinin tüm işlemlerinin, seviye sensörünün kullanılamaz hale gelmesinden sonraki bir saat içinde durdurulmasını şart koşmaktadır.
Su seviyesindeki zamansız bir düşüş, soğutma kapasitesi kaybını telafi etmek için otomatik olarak sıkılmış suyu yüzme havuzuna enjekte etmesi gereken bir güvenlik sistemini tetikler (Fransa'da, bor yanlışlıkla kullanılamıyorsa, herhangi bir boşaltma işlemi bir saat içinde kesilmelidir).
Yüzme havuzundaki su, herhangi bir nükleer reaksiyonun zamansız başlama olasılığını önlemek için yeterince sıkılmalıdır . Seviyesinin yanı sıra suyun kimyasal ve fiziksel kalitesi ( bor içeriği , klorür iyonları , oksijen, radyoaktivite vb.) Da düzenli olarak izlenmelidir. Periyodik olarak yüzme havuzu temizleme işlemleri gerçekleştirilir.
Hidrojen gazının giderilmesi ( yüzme havuzu suyunun radyoliziyle veya yüksek sıcaklıkta zirkonyum / su buharı reaksiyonuyla ) veya bir veya daha fazla yakıt elemanının hasar görmesi durumunda iyot veya diğer radyonüklitlerin gazının alınması riski bulunduğundan , hava kalitesi ayrıca izlenmelidir. "Reaktör binası" ve yüzme havuzu veya uygun olduğu durumlarda, "yakıt binası", ortam havasından radyoaktiviteyi (iyot kapanı) ortadan kaldırmayı amaçlayan, iç havanın özerk bir havalandırma ve filtreleme sistemine sahiptir. Patlayıcı hidrojen konsantrasyonu riskini sınırlamak için bir kaza. Havalandırma sistemi ayrıca binayı "basınçsız hale getirerek" herhangi bir radyoaktif gaz veya aerosol içerebilmelidir.
Bir cihaz (örneğin, Fransa'da iki ölçüm "zinciri" KRT 033 MA ve KRT 032 MA) , yakıt depolama havuzunu içeren binadaki ortam gama radyasyonunu ölçer
En büyük tehlike, yakıt elemanlarının soğumasının kaybolmasına ve dolayısıyla içerdikleri fisyon ürünlerinin salınmasına ve suyun radyoliziyle hidrojen üretme yeteneklerine yol açmasıdır . Operatör, ne kadar az su varsa, o kadar hızlı ısınır ve radyasyona karşı sıvı kalkan olarak rolünü o kadar az oynadığını bilerek, hem su seviyesindeki zamansız düşüşlerden hem de aşırı ısınmadan kaçınmalıdır.
20 Eylül 2008Belleville nükleer santralinin 1 numaralı reaktörünün bakım kesintisi ve yeniden yüklenmesi sırasında , reaktör yüzme havuzunun soğutma devresi için bir pompa 55 saat süreyle "kullanılamaz" kalırken , genel işletim kuralları bu tür onarımları en kısa sürede gerektirir. 16 saat.
Yanlışlıkla kapatılması gibi olaylar soğutma sistemini etkileyebilir, 17 Ağu 2010Cruas-Meysse nükleer santralinin ( Cruas-Meysse (Fransa) EDF tarafından yönetilen 900 MWe'lik 4 reaktör) “yakıt binası” nın depolama havuzunun soğutma devresi için bir valf , yüzme havuzunun soğutulmasına neden oldu. sistemi kapatmak için. Bu olay, operatöre göre herhangi bir sonucu olmayacak kadar hızlı bir şekilde tanımlanmış ve onarılmıştır ( INES ölçeğinde "seviye 1" olarak sınıflandırılmıştır ).
Aynı Cruas-Meysse fabrikasında Şubat 2000, ancak yüklenen 1 numaralı reaktörde, yüzme havuzuna su eklendiğinde, bir ajan, yüzme havuzunu soğutan iki eşanjörden birinin bağlantısını kesti ve işlem bittiğinde yeniden bağlamayı unuttu. Her kontrol arasında yasal olarak maksimum 8 saatlik bir gecikmeye rağmen, eşanjör hizmet dışı bırakıldıktan 21 saat sonrasına kadar tekrar çalıştırılmadı; ancak, depolanan yakıtın artık gücü 5,45 MW'ı aştığında , operatör performansı iyileştirmek için soğutma devresine "paralel olarak" iki eşanjörü bağlamalıdır. Yüzme havuzunun ve duvarlarının termal ataleti, operatöre bir problemi onarmak için belirli bir marj bırakır, eğer yüzme havuzu dolu kalırsa (ve yukarıda örnek olarak verilen durumda sıcaklık 35 ° C'yi geçmemiştir), ancak harekete geçmemek daha iyidir, çünkü en ciddi krizler genellikle seri halindeki olaylardan oluşur. Soğutma sisteminden sızıntı riski de en aza indirilmelidir çünkü yüzme havuzundaki suyun ve birincil soğutma devresinin radyoaktif olması nedeniyle arıtımı karmaşıktır ve ayrıca genellikle tek bir yedekleme sistemi yoktur. (Yukarıda gördüğümüz gibi ısı eşanjörü dahil, alışılmadık veya çok “sıcak” olan yakıt havuzunda depolanması durumunda harekete geçirilmelidir. Önlemlere rağmen bazen sızıntılar meydana gelir. Örneğin,27 Aralık 2001Gravelines nükleer enerji santralinin 3. ünitesinin “yakıt binası” yüzme havuzunun (daha sonra teknik olarak kapatılmış) iki PTR soğutma devresinden birinde sızıntı meydana geldi. O sırada, reaktör yakıtının tamamı havuzda depolandı. Bu durumda, teknik şartnameler iki soğutma kanalının birlikte mevcut olmasını, bir pompa çalışırken diğeri yedek olarak kullanılabilir olmasını istemektedir. 27 Aralık 2001, iki yüzme havuzu soğutma devresinden birinde bir kaynakta bir sızıntı (başlangıç: +/- 12 L / saat) meydana geldi ve - ASN'nin talebi üzerine, EDF diğer devreyi kontrol ettiğinde, arızalar bulundu. Neredeyse 3 hafta sonra (19 Ocak 2002), lisans sahibi, - ASN'ye göre - "uygun olmayan cihazların takılması" nın ardından, sızıntının arttığını ve birkaç arızayı kaydetti . Birkaç denemeden sonra ve "yerel ve ulusal becerileri" çağrıldıktan sonra , sızıntı yapan devre onarılabilir.6 Şubat 2002)
İçindeMart 2005Saint-Laurent-des-Eaux nükleer enerji santralindeki (900 MWe'lik 2 reaktör) BA reaktör yüzme havuzunun soğutma sistemindeki bir sızıntı, yüzme havuzunun kısmen boşaltılmasına neden oldu (ancak seviye 19'da stabilize edildi. , 31 m (19.30 m teknik şartnamelerin getirdiği minimum yükseklik için) vanayı kapatarak, ancak bu suretle soğutmayı keserek). Sızıntının tespit edildiği ve onarıldığı zamana kadar, 23.000 litre kirli su teorik olarak kapalı alanlara aktı (arındırılması gerekiyordu), ancak "binalar tarafından sağlanan sınırlandırmaya ve bunun için sağlanan gecikmelerdeki sızıntıları toplamaya yönelik düzenlemelere rağmen Operatörün maksimum 500 litre olarak tahmin ettiği bir miktar aktif atık, Loire'a boşaltılan "santralden kanal deşarjına" bağlı olan sahanın yağmur suyu toplama ağına boşaltılır (radyoaktif yük toplam gama içinde 3 MBq ve trityum için 257 MBq olarak tahmin edilmektedir).
Diğer bir risk, ısıtılmış suyun ısı eşanjörüne tahliye devresinde bir arıza olması durumunda, bir yüzme havuzundan (bir reaktör binasının veya yanıcı bir binanın) radyoaktif suyun taşmasıdır. 3 Haziran 2010EDF'ye göre "kötü valf konfigürasyonu" nedeniyle Paluel nükleer enerji santralinin (dört 1300 MWe reaktör) reaktör no 4 (kapatma) üzerinde . Gelen Bugey nükleer santral (dört 900 MWe reaktörler),7 Eylül 200042 çalışan, kapatma reaktörünü yeniden yüklemek için çalışırken, reaktörde büyük miktarda basınçlı havanın beklenmedik şekilde yükselmesi, reaktörde ve reaktör havuzunda önemli bir taşmaya neden oldu (ASN'ye göre - 8 ila 15 m³). inşaat endüstrisi). Bu sıkıştırılmış hava, 3 borik asit tankından reaktöre boratlı suyun enjeksiyonunu kontrol eden üç vanadan birinin testi (periyodik açma testi) sırasında reaktöre erişime sahipti. Karşılık gelen tank, sızıntı ve direnç kontrolü için hava ile basınçlandırılmıştır. Basınçlı hava aniden reaktör kabına enjekte edildi ve havuzun taşmasına neden oldu. Bir hafta sonra (15 Eylül) Yanlış zamanda programlanmış periyodik testi 5 m neden 3 su taşma ), sonra havuzun taşma (Ines ölçekte olay sınıflandırılmış seviyesi 0 ile "temizleme geri kazanım sisteminde"24 Eylül, "18 m boşaltma yol bir valf karışıklık 3 reaktör havuzu su" (atık su arıtma tanklarına geri).
Su kaynağında sorunlar yaşanırsa, havuzun seviyesi kritik bir eşiğin altına düşebilir ve havuzun yanlışlıkla boşaltılması durumunda olduğu gibi. 25 Ekim 2008Golfech nükleer enerji santralinin (Fransa) 2 numaralı reaktör havuzunda , reaktör soğutma devresini devre dışı bırakma havuzuna bağlayan bir vananın, reaktör kapatıldığında yanlışlıkla açıldığı görüldü. Yüzme havuzundaki su seviyesi daha sonra 22.15 m'nin altına düştü (10: 48'de), ancak personel bu düşüşün farkına saat 11: 05'e kadar ulaşmadı. Sekiz dakika sonra, sorun çözülmeden önce, su zaten 21m'lik minimum seviyenin altındaydı, 15m'de (11: 13'te). Gerekli minimum seviye, havuz doldurulduktan sonra 12: 56'da bulundu. Bu durumda ASN, alarmların çalışması ve analizi için hazırlıkta birkaç eksiklik bildirdi.
Diğer bir risk, teorik olarak duvarları veya soğutma veya drenaj sistemini kırması imkansız olan, ancak Fransa'da kazara en az iki kez meydana gelen dışarıya su sızıntısıdır; 26 Mayıs 1997, sonra 14 Ağu 2000bir yüzme havuzu dekontaminasyon prosedürü sırasında ( Saint-Laurent-des-Eaux nükleer enerji santralindeki reaktör n ° 2 ) veya yüzme havuzunun alışılmadık derecede yüksek kirlenmesinin ardından, binanın pompasından sağlanan jet yüksek basınçlı suyu kullanmak yerine operatör, dışarıda park edilmiş bir kamyona monte edilmiş daha güçlü bir pompa kullanmayı seçti; “Mızrağın uç, 20 m tankı 'nın üzerinde yer alması, yüzme havuzu suyu herhangi bir izolasyon cihazı eksikliği, geri akan ve temizleme cihazı ve sitenin yol ağı ulaştı. Bir valf arıza aşağıdaki” , sel yaklaşık 20 m²'nin üzerinde yol ağı (kimseye dokunulmadan, ancak 3 mega Becquerel olarak tahmin edilen yol ağının kirlenmesi ile, hızla işaretlenmiş, yağmurdan korunmuş ve sonra arıtılmış).
Teknik arızalar ayrıca iç mekan hava izleme veya muhafaza / havalandırma / filtreleme sistemlerini de etkileyebilir. Bu nedenle Gravelines'de, her reaktör için devre dışı bırakma veya yakıt depolama havuzunu barındıran yakıt binalarının her birine yanlış kapanma eğiliminde olan bir vana tipi takıldı. Arızayı bulduktan sonra (3 Ocak 20032 numaralı reaktör binasında, daha sonra üretimde) tüm vanalar, bir kaza durumunda, kirlenmiş havanın iyot tuzaklarını atlayarak kısmen dışarı çıkmasını önlemek için değiştirildi. EDF daha sonra bu vanaların Saint-Laurent-des-Eaux'daki yüzme havuzları 1 ve 2'nin bulunduğu binalarda, Cruas'ta 1, 2 ve 3 numaralı reaktörlerde, Chinon'da reaktör 1'de, Blayais'de reaktör 1'de ve reaktörlerde de kullanıldığını kaydetti. Tricastin 3 ve 4'ün ardından ASN'ye göre sorunu düzeltti.
Sistem için uygunsuz eylemler veya reçetelere uymama sözde "insan" riski hala mevcuttur.
28 Eylül 2006Superphénix reaktörüne yakıt depolamak için atölye havuzu için bir su örnekleme vanası açık bırakılarak havuzun kısmen boşaltılmasına neden oldu. "Düşük seviyenin" altına düşen su, manuel su takviyesi yapıldı, ancak boşaltmanın kaynağı belirlenip düzeltilmedi, bu devam etti ve ertesi gün yeni bir telafi gerektirdi. Sızıntının nedeni iki gün sonra belirlendi (Pazartesi2 Ekim) boru planlarını kullanarak. Valf, beş gün boyunca anormal bir şekilde açık kalırken, benzer bir olay daha önce meydana gelmişti.Ekim 2004; tekrarlayan yapısı nedeniyle olay, INES ölçeğine göre 1. seviyede sınıflandırılır .
29 Eylül 2005Fessenheim'da 1 no'lu reaktörün boşaltılması sırasında, kötü hazırlanmış bir elektrik aküsü deşarj testi , bir elektrik panelinde güç kesintisine neden olarak, yakıt depolama havuzu soğutma sisteminin pompalarının birlikte durmasına, ölçüm araçlarının kaybolmasına neden oldu. reaktivite ve reaktördeki boron seviyesinin ölçülmesi için araçların kaybı. Bu olay, INES ölçeğinde seviye 1 olarak sınıflandırıldı.
Gelen Blayais iken yakıt çubuğu daha sonra, 9 ile, işlenen edildi10 Eylül 2005, akış ölçüm sensöründe yapılan bakım çalışması, işleme operasyonları durdurulmadan önce iki kez “yakıt oluşturma” havalandırmasının otomatik olarak kapatılmasına yol açtı (15 dakika için).
Acil durum soğutma sisteminin bir kısmının (pompa ve boru tesisatı) geçici olarak başka bir kullanım için ( aşağıdaki örnekte "başka bir devrede su takviye işlemi") yönlendirildiği de olmuştur ; bu, Gravelines nükleer santralinde,28 Şubat 2003sıcak yakıt yüzme havuzunda depolanırken, belirli rezervasyonlara tabi olarak muafiyet yetkisinin telafi edici şartlarının gerektirdiği şekilde hizmette olana ek olarak acil durum ısı eşanjörünün harekete geçirilememesi ile sonuçlanmıştır. daha yüksek aktiviteye sahip bu tür yakıt. Havuz sıcaklığı 45 ° C'ye ulaşmadan olay onarılabilir.
Bazen bir işlem, güvenlik otoritesinden izin alındıktan sonra, ancak düzenleyici olmayan yollarla gerçekleştirilir (örneğin, Gravelines enerji santralinin 6 nolu reaktörünün yüzme havuzunun soğutma devresinin borularından birinin bir izolasyon tesisatı için dondurulması) vana (borlanmış su PTR devresini durdurmadan); işleme izin verildi, ancak yapıldığı gibi sıvı nitrojen kullanılmadı )
ASN aynı tesiste birkaç kez kısa (birkaç dakika), ancak aynı anda iki acil durum güç kaynağı sisteminin (yüzme havuzunun soğutulması için gerekli) 1 numaralı ünitede (2002'de) sonra ° 2'de ( Cattenom nükleer santralinin 2004 yılında) . Bu reaktörler bakım için kapatıldığında - yakıt yüzme havuzunda saklanırken - iki acil durum dizel motoru birkaç dakika boyunca aynı anda kullanılamazdı (motorlardan biri bakım altındaydı ve bir emme valfi diğer motordan gelen hava idi. beklenmedik bir şekilde kapatılmıştı ve ünite 4'te, başka bir zaman, reaktör bakımının kapatılması sırasında yedek dizellerden birini kullanılamaz hale getiren bir elektrik kabinindeki kötü kablolama idi.
Kötü yapılmış envanterler sorun olabilir; Böylelikle CEA , 1997'de LAMA'da bir Icare yakıt çubuğu kaybetti , 1999'da Saclay merkezinde kaynağı bilinmeyen iki tane buldu ve Mélusine reaktörünün havuzunda yine kaynağı bilinmeyen bir tane buldu ( ASN'ye bildirdiği envantere göre. CEA Grenoble Merkezi8 Eylül 2000), yakıtın kaybı veya kötü etiketlenmesi veya kötü yönetimi, en ciddi durumlarda, 1999'da Tokai-Mura'da (Japonya) meydana gelen gibi kritik bir kazaya yol açabilirse de, ASN'yi hatırlatır.
Diğer riskler, personelin güvenliğiyle ilgilidir. Genellikle, bir arıza veya yanlış zamanda meydana gelen onarım süreciyle ilişkili beklenmedik sorunlardan kaynaklanırlar. Örneğin, Bugey enerji santralinde , ünitenin yüzme havuzunda elleçleme işlemleri için kullanılan otomatik aletlere - tespit edilmeden - özellikle ışınlanan metalik döküntü (reaktörden çıkarılan bir vida ile yerleştirilen) sabitlendi. Bugey nükleer santralindeki reaktörün n ° 2'si . Bu alet, kullanımı sırasında düzenli olarak sudan çıkarılır. Bu durumda, radyoaktivitenin "tespit sinyali" işe yaramadı, bir çalışan (taşeron) dozimetresinde bir arızaya inanıyordu (7,38 mSv görüntüleniyordu, ancak dozimetrik filmin gelişimi, '17 mSv aldığını, elektronik dozimetresini doyurmak için yeterliydi). Bir öncekini değiştiren çalışan da önemli ölçüde ışınlandı.
Son olarak, başka sorunlar bir teknisyen gönüllü ışınlanmış yakıtlar saklandı bir yüzme havuzu kendini atar emin dürtüsel veya öngörülemeyen davranışlara bağlıdır (bu durumda bunun CEA'nın atık ve katı atık arıtma istasyonu. Dan Cadarache ); o sadece bir dakikadan az bir süre orada kaldı, su içmedi ve biraz kirlenmiş olacaktı; ASN, olayın INES ölçeğine göre sıfır düzeyinde sınıflandırıldığını belirten ASN, "Temsilcinin eyleminden önce yaptığı bazı açıklamalar, eyleminin şüphesiz gönüllü olduğunu göstermektedir" .
Yüzme havuzları, radyonüklitlerle yüklü ve periyodik olarak değiştirilmesi gereken filtrelerle donatılmıştır . Atığın (kullanılmış filtre) beton bir kabukta şartlandırılması özenle gerçekleştirilmeli, aynı zamanda odanın son temizliği (bu, odayı yüksek basınçlı su temizleyicisi ile temizlemektir.11 Mart 2005Cattenom nükleer enerji santralinin sekiz ajanı böylece havada asılı bıraktıkları radyoaktif parçacıklar tarafından a priori kontamine olmuştu (altısı için dahili kontaminasyon ile) .
Menşei operatörden ve ekipmandan bağımsız olan ve örneğin tasarım sırasında hesaba katılmayan veya hesaba katılmayan olayların neden olabileceği hasarı içerir: depremler , bir uçağın düşmesi veya meteor, bir tsunami veya sel veya hatta kötü niyetli eylemler veya terörist saldırılarla.
Operatörün (TEPCO) birkaç yüzme havuzunun arızasıyla karşılaştığı 2011 yılında Japonya'da olduğu gibi, aynı anda birkaç sorun ortaya çıktığında veya birkaç yüzme havuzunda, reaktörde veya enerji santralinde kriz yönetimi daha karmaşık hale gelir. reaktör, deprem ve tsunaminin onu elektrik ve soğutma olanaklarından mahrum bıraktığı bir bağlamda.
Nükleer risk genellikle kalp bütünlüğünün kaybı ile ilişkilidir, ancak Japonya'da 9 büyüklüğündeki depremi (" Genpatsu-shinsai " tipi kaza) izleyen tsunami Mart 2011Fukushima nükleer santralinin tasarımı sırasında yüksekliği dikkate alınmayan , bir deprem veya tsunamiden doğrudan hasar görmese bile, yüzme havuzlarının, özellikle havuzların kaybedilmesinden sonra etkilenebileceğini hatırlattı. soğutma veya su tedariki, su seviyesinde bir düşüşe neden olur ve bu da, susuzlaştırma sırasında aşırı ısınma nedeniyle yakıt elemanlarına zarar verme riski taşır.
Fukuşima nükleer kazası (2011) Japonya'da araştırmacılar ve teknik nükleer operatörlerine yararlı bir deneyim geribildirim sağladı. Gerçekten de ilk kez bu kadar ciddi, uzun ve önemli bir kontrol kaybı yaşandı (ve aynı dönemde birkaç yüzme havuzunda). Operatör TEPCO kritiklik kazasının pek olası olmadığını düşündü , ancak asıl risk, susuzlaştırmadan sonra aşırı ısınmanın bir sonucu olarak çubukların hasar görmesi durumunda radyoaktif malzemenin kontrol edilemeyen bir şekilde salınmasıydı.
Fransa'daŞiddetli bir deprem durumunda, yakıt yüklü ağır rafların hareketleri, şok emici silindirleri kötü çalışıyorsa yüzme havuzunun duvarlarına zarar verebilir. 11 Eylül2001 EDF, 11 santralin (Bugey, Cruas, Blayais, Tricastin, Gravelines, Saint-Laurent, Dampierre, Chinon, Paluel, Flamanville ve Saint-Alban'ın) reaktör havuzlarının raflarında bakım yapılmadığını açıkladı. İçindeŞubat 2000, EDF bu krikolar için bir bakım prosedürü başlattı ve Ekim 2001'in sonundan önce bunları uygun hale getirmek için bir program hazırlayacak (olay INES ölçeğine göre seviye 1 olarak sınıflandırılmıştır ).
Ekim 12, 2017, Greenpeace aktivistleri Cattenom nükleer santralinin bulunduğu yere girdi . Yüzme havuzunun etrafında havai fişek patlattılar. Bu eylem, görevli uzmanların Fransa'daki elektrik santrallerini hedef alabilecek çeşitli dış saldırı senaryoları üzerinde çalıştığı Greenpeace'in iki gün önce resmi olarak yetkililere sunduğu bir raporun ardından geldi. Onlara göre, güvenlik ihlalleri başta nükleer yakıt depolama havuzlarının direnç kapasitesi olmak üzere tesislerin korunmasını sorgulayacaktır. EDF, boyutları, sağlamlıkları ve iç ve dış beton duvarlarının (bir uçağın etkisine dayanacak şekilde tasarlanmış) kalınlıkları nedeniyle, tüm binaların saldırılara veya felaketlere dayanacak şekilde tasarlandığını belirtti. Hassas bölgelere tahsis edilen klasik güvenlik önlemlerine ek olarak, tesisler özel bir jandarma koruma ekibine ve günlük hava sahası gözetlemesine güvenebilir. EDF, santrallerin korunmasına ek kaynak tahsis edileceğini de duyurdu.
Çoğu tesisin çalışma ömrünün uzaması nedeniyle (başlangıçta planlanana kıyasla), bazı kullanılmış yakıt havuzları doymuş olabilir. ABD Nükleer Güvenlik Kurumu inşaatı veya diğer geçici depolama alanlarının kullanımını gerektiren, hangi dolu ya da 2015 yılından önce aşırı onların harcanan yakıt havuzları sahip olacak ABD'de çoğu nükleer santraller tahmin.
Amerika Birleşik Devletleri'nde, depolama verimliliğini en üst düzeye çıkarmak için, kullanılmış kalemlerin yüzme havuzlarında depolanmasının yeniden düzenlenmesine izin veren düzenlemeler geliştirilmiştir.
Bununla birlikte, mevcut hacmi daha iyi kullanmanın bazı yolları bulunsa bile (örneğin, radyoaktivitesi halihazırda çok aktif olan kullanılmış yakıt için kalkan olarak azalan eski çubukların kullanılması, yakın zamanda reaktörden boşaltılmış, daha yoğun gruplarda depolama vb. .) reaktörler, tasarımcıları tarafından başlangıçta kendilerine atanan kapasite limitlerine yakın havuzlarla çalışır.
Fransa'da IRSN, bu durumu "anormal" olarak değerlendiriyor ve "sonuç olarak, meclis havuzunun güvenliğine katılan tesislerin artık nükleer santrallerin güvenlik raporlarında tanımlanan sınırların ötesinde çalıştığını " belirtiyor . Emrindeki deneyim geri bildirimine ve "diğer taraftan 900 MWe reaktörlerde gerçekleştirilen güvenlik incelemesine" dayanarak , bu, genel tasarımı iyileştirmeyi amaçlayan daha kesin çözümler bekleyen ek işletim kısıtlamaları ile sonuçlandı ve nükleer santrallerdeki kullanılmış yakıt depolama tesislerinin işletilmesi. IRSN için, bir yüzme havuzunun hızlı boşalması, yakıt binasının yangını veya su basması gibi kazalar “tesislerin mevcut durumunda kontrol edilemedi” .
EDF, kendi payına, kullanılmış yakıt depolamasının güvenliğini artırmak ve 900 MWe reaktörler için depolama havuzlarının işletimi üzerindeki mevcut kısıtlamaları hafifletmek için çözümler üzerinde çalışıyor. Soğutma ve su seviyesinin iyileştirilmiş ve daha iyi araçlarla kontrol edilmesi ve yedekleme araçları (sıkılmış su ve elektrik) ve prosedürler için iyileştirilmiş prosedürler, iyileştirmelerin bir parçasıdır.
IRSN bu yolda EDF'yi teşvik eder, ancak bu arada 2002'de 1998'de tanımlanan bazı telafi edici önlemlerin daha yeni ve daha güçlü reaktörlere (1.300 ve 1.450 MWe ) uyarlanmasına karar verildi .
2010 yılında, yüzme havuzu kapasite aşımlarının üstesinden gelmek için, bazı ülkelerde kuru varillerde ek depolama düşünülmektedir.
Yüzme havuzu depolama güvenliği ile ilgili çeşitli çalışmalar periyodik olarak yayınlanmaktadır. Fransa'da IRSN , yüzme havuzları da dahil olmak üzere normal ve bozulmuş durumlarda yakıt düzeneklerinin davranışı üzerinde çalışan araştırma yapılarından biridir.