BEZPEČNÉ REAKTORY VVER PRE TOTO MILÉNIUM

V minulých dvoch článkoch sme sa spoločne s čiateľmi zaoberali hodnotením JE podľa výsledkov prevádzkových ukazovateľov /WANO Performance Indicators/, a tiež podľa pravdepodobnostného štatistického hodnotenia teoretického poškodenia aktívnej zóny reaktora /CDF/. V tomto čísle si ukážeme hodnotenie reaktorov podľa takzvaných charakteristík „VNÚTORNEJ PASÍVNEJ BEZPEČNOSTI“. Pre viacerých to bude asi nový pojem, a teda odpovedzme hneď teraz čo to vlastne je. 

Pasívna bezpečnosť reaktorov – je schopnosť ľahkovodného reaktora pri poruchách /haváriách/ ohraničiť radiačný vplyv na personál, obyvateľstvo a okolie stanovenými úrovňami na základe svojich vnútorných konštrukčných vlastností, určujúcich jeho termohydraulickú inertnosť a termomachanickú stabilitu. 

Pasívna bezpečnosť – je jedna zo schopností vlastnej vnútornej ochrany ľahkovodných reaktorov. Vlastná vnútorná ochrana - je schopnosť jadrového reaktora plniť bezpečnosť na základe prirodzených zpatných vazieb, fyzikálnych procesov a charakteristík. Ukazovatele pasívnej bezpečnosti sú určované základmi projektu, charakteristikami bezpečnostných systémov, a tiež charakteristikami technického zariadenia počas normálnej prevádzky. Hlavná schopnosť pasívnej bezpečnosti ľahkovodného reaktora spočíva v ohraničených úrovniach zabezpečovať celistvosť aktívnej zóny a hermetického obalu TVELov v rozličných projektových ako aj nadprojektových haváriách pri úplnej strate energetického napájania bloku na úkor vnútorných zásob chladiva a pracovného materiálu v I. a II.O. ako aj v systémoch SAOZ. V článku píšem o reaktoroch PWR a VVER, my pochopiteľne vieme, že aj VVER sú vlastne reaktory PWR, ale v tomto prípade ich budeme takto rozlišovať pre jednoduchšie rozlíšenie reaktorov projektovaných v Rusku a v iných krajinách. V metodike boli pre porovnanie vybrané Ruské a Bulharské bloky VVER s výkonom 1000 MWe (V-320, V-392 a V-428) a Západné reaktory PWR s výkonom 1200-1500 MWe, (NSR - Biblis-B, KKI-2 Isar, sériový projekt USA SYSTEM 80 – JE Cherokee , Francúzsky sériový projekt R4 – JE Paluel a reaktor N4 JE Chooz). Pre zabezpečenie rovnakého kritéria рre reaktory VVER a PWR boli vybrané poruchy /havárie/ s menšími únikmi chladiva I.O. pri úplnej strate napájania bloku, pričom bolo porovnanie robené pre dva varianty stavu SAOZ, v prvom prípade, keď vôbec nebude fungovať aktívna časť SAOZ, a pasívna časť SAOZ bude plniť svoje funkcie v plnom objeme a v druhom prípade, keď nebude fungovať ani aktívna a ani pasívna časť SAOZ.

KVANTITATÍVNE VYJADRENIE SCHOPNOSTÍ PASÍVNEJ BEZPEČNOSTI REAKTOROV

Kvantitatívne sú schopnosti pasívnej bezpečnosti vyjadrované „Charakteristikami pasívnej bezpečnosti“. Tieto charakteristiky berú do úvahy objemovo–geometrické charakteristiky zariadenia reaktorov a pasívnych bezpečnostných systém, teplo-fyzikálny stav aktívnej zóny reaktora a tiež aj termo-hydraulický stav chladiva napájacej vody sekundárneho okruhu a chladiacej vody pasívnej časti SAOZ. 

A) - VNÚTORNÁ PASÍVNA BEZPEČNOSŤ VVER A PWR

Pri porovnaní reaktorov VVER a PWR pre charakteristiky pasívnej bezpečnosti sú používané:

1. - ENERGETICKÉ CHARAKTERISTIKY AZ (Tab č.1)

Tabuľka č.1- POROVNANIE ENERGO CHARAKTERISTÍK REAKTOROV VVER A PWR

POROVNANIE CHARAKTERISTÍK VNÚTORNEJ PASÍVNEJ BEZPEČNOSTI 
REAKTOROV VVER A PWR

Zvláštnosti reaktorov typu VVER-1000 spočívajú v odlišnostiach v konštrukčných a projektových oblastiach medzi VVER a PWR a to pretože v reaktoroch VVER:

· je použitý zvýšený objem chladiva nad aktívnou zónou reaktora;
· je použitý zvýšený objem chladiva v I.O. v porovnaní k hmotnosti paliva ako aj tepelnému výkonu aktívnej zóny;
· je použitý zvýšený objem KO;
· sú použité horizontálne PG a k tomu ešte s vačším objemom vody na sekundárnej strane;
· je použitý zvýšený objem vody v HA SAOZ.

Tabuľka č.2. - TYP REAKTOROV VVER-1000

Tabuľka č. 3 - TYP PREVÁDZKOVANÝCH REAKTOROV VVER NA JE

NOVÉ PROJEKTY VVER-1000 

Po prechode projektovania reaktorov VVER z výkonovej hladiny 440 na 1000 MWe, sa projektanti uberali hlavne dvomi cestami a to snahou o umožnenie zvýšenia kultúry bezpečnosti a vylepšenie bezpečnostných systémov. Bola prijatá filozofia maximálnej projektovej havárie od sériového typu raktotov V-320 a to roztrhnutie HCP s priemerom 850 mm a záruka zabezpečenia aj pri nadprojektových haváriách pri úplnej strate napájania bloku v evolučných projektoch V-428 a V-392. Zásady projektov k zvýšenej bezpečnosti boli postavené na hľadaní takých technických riešení, ktoré by spôsobovali menšiu citlivosť na možné projektové a nadprojektové poruchy. Jedna z ciest bolo práve kvalitatívne zvyšovanie pasívnej bezpečnosti pre nové pokolenia reaktorov a technických riešenia možného zvýšenia pasívnej bezpečnosti pre už pracujúce bloky.

Tabuľka č. 4 - CHARAKTERISTIKY ZARIADENÍ REAKTOROV VVER-1000

2. - CHARAKTERISTIKY VODNÉHO DOPLŇOVANIA AKTÍVNEJ ZÓNY. – Tab. č. 5

Sú určované dvoma vzťahmi a to pomerom objemu hornej komory / k tepelnému výkonu a tiež pomerom objemu vody nad zónou / k tepelnému výkonu. Čím sú veľkosti charakteristík vodných doplňovaní vyššie, tým dlhšie bude AZ spoľahlivejšie ochladzovaná aj pri únikoch chladiva z I.O.

Tabuľka č. 5 – OBJEMY VODY V ČASTIACH REAKTORA TYPU VVER A PWR

Z prvého vzťahu: má vačšina reaktorov VVER a PWR veľmi blízku stabilnú hodnotu rovnú = 21,5 -+1,5 dm3/MW. Z druhého vzťahu vyplýva, že reaktory VVER majú hodnotu vyššiu viac ako 2 krát oproti reaktorom PWR, teda inými slovami, že v prípade potreby budú VVER omnoho lepšie chladené.

3. - CHARAKTERISTIKY TEPLOAKUMULAČNEJ SCHOPNOSTI CHLADIVA. - Tab. č. 6

Sú určované štyrmi vzťahmi-pomermi:

Charakteristiky teplo-akumulačnej schopnosti chladiva umožňujú určiť spoľahlivosť a pokračovanie v prirodzenej cirkulácii chladiva I.O., ako aj časovú zásobu do začatia vysušovania AZ pri malých únikoch chladiva z I.O.

Tabuľka č.6 – OBJEMY VODY V REAKTORE A V I.O. MEDZI VVER A PWR

Porovnanie charakteristík teplo-akumulačnej schopnosti chladiva I.O. ukazuje, že skupina reaktorov VVER-1000 – s 111 dm3/MW, ako aj sériové projekty PWR s výsledkami od 106,9 do 110,6 dm3/MW majú veľmi blízke výsledky, ale už v porovnaní reaktorov VVER s Farancúzskym projektom N4 ukazuje, že tento za nimi značne zaostáva so svojou hodnotou 89,4 dm3/MW.

Výsledky porovnania charakteristík teplo-akumuljúcej schopnosti chladiva v TN reaktorov ukazujú, že prvá skupina reaktorov ako sú VVER-1000 - 36,7 dm3/MW, JE Cherokee - 36,6 dm3/MW, JE Paluel - 36,4 dm3/MW, a JE Chooz-B - 35,8 dm3/MW má veľmi blízke výsledky, a druhá skupina Nemeckých reaktorov Biblis-B - 43,7 dm3/MW ako aj KKI-2 Isar - 43,6 dm3/MW, má ešte lepšie výsledky, toto sú reaktory, ktoré majú najvačšie priemery tlakových nádob. 

CHARAKTERISTIKA PARNEJ KOMPENZÁCIE TLAKU. - Tab. č. 7

Je určovaná pomerom objemu pary v KO k tepelnému výkonu. Charakteristika parnej kompenzácie umožňuje ohodnotiť tlmiacu schopnosť KO v prechodových režimoch s rýchlou zmenou výkonu (poruchy typu ATWS). Čím je jej veľkosť vyššia, tým je vyššia tlmiaca schopnosť KO a pochopiteľne tým je reaktor bezpečnejší. V reaktoroch VVER umožňuje vačší objem KO zabezpečovať prevádzku prakticky bez zapracovania PV KO dokonca aj pri úplnej strate napájania bloku, ďalej v prechodových režimoch; V režimoch s narušením normálnych prevádzkových podmienok; ako aj vo viacerých projektových haváriách. Pochopiteľne, že čím redšie zapracuje PV KO, tým je menšie riziko zo vzniku úniku chladiva pri jeho prípadnom neuzatvorení. V reaktoroch PWR je parný objem KO menší ako vo VVER-1000, teda aj riziko neuzatvorenia PV KO je u týchto reaktorov vyššie oproti VVER-1000.

Tabuľka č. 7 – OBJEMY CHLADIVA V KOMPENZÁTOROCH OBJEMU MEDZI VVER A PWR

5. - CHARAKTERISTIKA VODNÉHO NAPÁJANIA I.O.

Je určená vzťahom pomeru objemu vody v KO / k Tepelnému výkonu. Charakteristika vodného doplňovania I.O. dovoľuje zhodnotiť efektívnu zásobu vody v KO pre ochladenie AZ v haváriách s únikmi chladiva I.O. Mimoriadne je veľkosť tejto charakteristiky dôležitá pri haváriách s únikom z I.O. pri úplnej strate elektrického napájania bloku. Zvýšený objem KO v reaktoroch VVER-1000 zabezpečuje omnoho dlhšiu prirodzenú cirkuláciu chladiva v I.O., teda lepšie ochladzovanie AZ reaktora oproti reaktorov PWR.

6. - CHARAKTERISTIKY ZAPLNENIA AKTÍVNEJ ZÓNY VODOU Z HA SAOZ. Tab. č. 8

Sú určované dvomi vzťahmi a to po prvé pomerom objemu vody v HA SAOZ / k objemu tlakovej nádoby reaktora pod osami horúcich nátrubkov a po druhé objemom vody v HA SAOZ / k tepelnému výkonu.

B) - VPLYV HORIZONTÁLNYCH PAROGENERÁTOROV NA PASÍVNU BEZPEČNOSŤ VVER

Tabuľka č. 9 - CHARAKTERISTIKY HORIZONTÁLNEHO PG PRE VVER 1000

Horizontálna teplovýmenná plocha v používaných PG pre VVER-1000, s obrovskou odparovacou plochou a veľkým objemom vody sekundárneho okruhu zabezpečuje význačne viaceré pozitívne funkcie a to teplotnú inerciu výšky hladiny chladiva v prechodových režimoch; dochladzovanie AZ na úkor stabilnej prirodzenej sirkulácie chladiva; stabilnú výmenu tepla na sekundárnej strane pri separácii a vytvorenia neskondenzovaných plynov až do 30 % objemu teplovýmennej plochy PG; ako aj ochranu teplovýmennej plochy od preplnenia neskondenzovanými plynmi v horných častiach kolektorov chladiva.

C) - VPLYV HO SAOZ NA PASÍVNU BEZPEČNOSŤ REAKTOROV VVER

Pasívne časti reaktorov VVER majú vačší objem vody v HA SAOZ reaktorov VVER-1000 2 krát vačší ako je objem vody v HA SAOZ reaktorov PWR; a taktiež pomer objemu vody v HA SAOZ k tepenému výkonu je vo reaktoroch VVER-1000 2,5 krát vačší ako v reaktoroch PWR, čím zvyšujú časovú zásobu do začatia vysušovania AZ reaktora. Práve časový interval od začiatku hypotetického úniku chladiva do začiatku obnaženia AZ umožňuje dobre oceniť Efektívnosť činnosti pasívnej časti SAOZ. Pochopiteľne, čím je tento čas dlhší, tým je pasívna časť SAOZ efektívnejšia vo svojej funkcii. Časová rezerva do začatia obnaženia AZ je pre VVER-1000 jeden a pol krát vačšia ako je u reaktorov PWR, teda sumárne podľa charakteristík zaplnenia AZ vodou z HA SAOZ reaktory VVER-1000 sú 2 až 3 krát bezpečnejšie ako PWR.

ZÁVER: 

Možno sa to niekomu ani nebude páčiť, pretože v súčasnej dobe politickí lídri ako aj novinári skôr preferujú protijadrové argumenty, často vôbec nemajúce racionálnu podstatu. Alebo keď už aj píšu o jadrovej energetike, tak si často neodpustia kritizovanie postkomunistických projektov a vychvaľovanie Západných. Faktom však napriek týmto „angažovaným“ informáciám zostáva, že jadrová energetika tak ako aj ostatné výdobytky prírodných vied nerešpektujú náladové chúťky politikov a novinárov, nepoznajú politickú príslušnosť, ale rozoznávajú v prvom rade kvalitu. Pravda a kvalita sa vždy oplatí, pretože sa vždy nakoniec sama aj prirodzene presadí! Takže záver ponechám znova čitateľom a iba im zrekapitulujem fakty. Tie hovoria, že správanie sa reaktorov typu VVER v hypotetických havarijných režimoch je charakteristické približne 2-3 krát vyššou stabilitou teplo-hydraulických procesov oproti typom PWR v „analogických situáciách“ čoho dôsledkom zabezečujú lepšie a bezpečnejšie podmienky prevádzkovania v porovnaní s PWR reaktormi. Oproti PWR je pre VVER potrebný dlhší čas po havárii aby sa AZ začala vysušovať a taktiež dlhšiu dobu oproti PWR nie je vôbec potrebné sa operátorovi miešať do prechodových procesov v porovnaní s takými istými „hypotetickými haváriami“. Teda prevádzkované JE s reaktormi VVER-1000 podľa ukazovateľov pasívnej bezpečnosti majú prednosti pred reaktorami PWR veľkých výkonov a rozpracované projekty reaktorov PWR so zvýšenou bezpečnosťou (projekt USA АР-600 a Japonský projekt MS-600) už využívajú tie isté základné princípy zvýšenia pasívnej bezpečnosti reaktorv VVER, ktoré boli základom v Ruských projektoch ešte na rozhraní 70 rokov. 

Späť na obsah čísla