Menu |
|  |
|
NOVÁ KONCEPCE ZDOKONALENÝCH REAKTORŮ
 |
Výstavba pokročilých typů
jaderných elektráren
s reaktory se zvýšenou bezpečností a dvojitým kantejnmentem se v budoucnu zkrátí na
3 až 5 let. |
V Evropě, USA, Japonsku i Rusku se již několik let vyvíjejí pro blízkou budoucnost
reaktory, jejichž bezpečnost je kromě dosavadních bariér opřena o základní
fyzikální principy, vylučující možnost havárie (tzv. inherentní bezpečnost), a o
tzv. prvky pasivní bezpečnosti, které
by i při nesmírně nízké pravděpodobnosti nehody zabránily úniku nebezpečných
látek mimo prostor reaktoru a kontejnmentu
i v případě, že by všechny instalované systémy aktivní bezpečnosti selhaly,
například v důsledku výpadku dodávky proudu.
Inherentní bezpečnost se opírá o takové uspořádání aktivní zóny, které za všech
okolností po fyzikální stránce vykazuje záporný koeficient reaktivity.
Dojde-li ke zvýšení teploty reaktoru nebo jen článku v některém z palivových
kanálů, zhorší se přirozenou cestou zpomalování neutronů udržujících reakci v
chodu, tím začne klesat počet štěpících se jader, což se projeví poklesem
množství uvolňované energie. Inherentně bezpečným se dnes označuje takový
systém, který je netečný vůči lidským chybám nebo úmyslným zásahům i proti
vnějším vlivům.
Pasivní bezpečností se rozumí použití takových systémů regulace
výkonu, chlazení aktivní zóny a jejího havarijního dochlazování, které budou
fungovat i v případě výpadku dodávky proudu pro čerpadla, regulační ventily a
jiné komponenty, což by mohlo nastat jen při současném selhání několika zdrojů
energie, které mají dnešní jaderné elektrárny v záloze. Příkladem jsou tyče
havarijní ochrany, které v případě selhání elektrického systému uvolnění a
pohonu spadnou do aktivní zóny působením zemské tíže.
 |
Schéma reaktoru PIUS.
1. aktivní zóna; 2. voda s obsahem bóru;
3. nádoba reaktoru z předepjatého betonu. |
Zcela nekonvenčně havarijní chlazení řeší například švédská koncepce
reaktoru PIUS. Aktivní zóna je ponořena v bazénu s vodou obsahující bór. V
případě nedostatečného chlazení hrozícího tavením článků si reaktor samovolně
připouští vodu z bazénu, takže odpadá potřeba čerpadel a jejich zálohované
napájení proudem. Většina projektů reaktorů se zvýšenou bezpečností se však
vrací ke stávajícímu řešení, k němuž přidávají zejména chladicí pasivní
systémy, využívající přirozené cirkulace tekutin vlivem rozdílných teplot a
zabraňující úniku nebezpečných zplodin dvojitým kontejnmentem. Ten
pak v novém provedení dokáže autonomně, s využitím přirozené tepelné cirkulace
vzduchu nebo vody, po dlouhou dobu odvádět teplo radioaktivního rozpadu, které se
vyvíjí i po náhlém odstavení reaktoru v palivových článcích.
Jak tato nová koncepce pozmění poslední generaci reaktorů se zvýšenou bezpečností
, konkrétně ukážeme na příkladu zdokonaleného evropského tlakovodního reaktoru
EPR, na reaktoru AP-600 od Westinghouse a na reaktoru SWR 1000 vyvinutém společností
Siemens, které mají nejblíže k realizaci.
Společným znakem jejich inherentního principu a kombinace aktivní a
pasivní bezpečnosti je i výrazné snížení počtu komponent u reaktoru, parogenerátorů i ve strojovnách, což sníží investice do stavby
i technologie, zrychlí jejich výstavbu, zjednoduší provoz a údržbu a zvýší
spolehlivost bloku. Většina z nich bude plněna až z třetiny novou formou paliva MOX
(tablety ze směsi oxidů uranu a plutonia), které umožní využít nadbytečné zásoby
plutonia, a protože jde o vodou nerozpustný a nezničitelný keramický materiál,
sníží se tím dále nebezpečí úniku štěpných produktů do chladicích okruhů. |
ZDOKONALENÝ EVROPSKÝ TLAKOVODNÍ REAKTOR EPR
 |
Šest bariér uzavírá štěpné
produkty
v reaktorech se zvýšenou jadernou bezpečností. |
Projekt tlakovodního reaktoru EPR s tepelným výkonem 4 270 MW a s hrubým elektrickým výkonem 1500 MWe
těží z bohatých inženýrských zkušeností německých a francouzských
společností Siemens a Framatome, které k
jeho vývoji roku 1989 založily společný podnik Nuclear Power International (NPI).
Celý blok je složen ze čtyř fyzicky zcela oddělených částí obklopujících ze
všech stran dvojdílný betonový kontejnment.
Vnitřní kontejnment z předpjatého betonu je odolný proti přetlaku v případě
exploze primárního okruhu včetně parogenerátorů. Vnější železobetonový plášť
je pak odolný mj. i proti pádu letadla. V prostoru mezi nimi je udržován podtlak.
Každá ze čtyř smyček v samostatné přístavbě s čerpadly a pomocnými systémy
chlazení má samostatné záložní elektrické napájení. Tento tzv. bezkatastrofický
reaktor tohoto typu, který ani v případě roztavení aktivní zóny nesmí ohrozit
okolí, se má začít stavět roku 2000 a o pět let později zahájí svůj provoz. Jak
Německo, tak Francie s těmito bloky počítají pro obnovu jaderných elektráren po
skončení životnosti jejich dosavadních reaktorů. |
AMERICKÝ TLAKOVODNÍ REAKTOR AP-600
Tlakovodní reaktor AP-600 vyvinula americká společnost Westinghouse na objednávku
šestnácti elektrárenských společností. Vysoké bezpečnosti dosáhne zejména
nižší hustotou energie v aktivní zóně. Pro elektrický výkon 600 MWe vystačí jen
dvě chladicí smyčky.
|
 |
|
Koncepce reaktoru AP-600 se
zvýšenou
jadernou bezpečností, jehož jednotlivé bariéry
se navzájem samovolně uvádějí v činnost. |
Důsledným využitím pasivní bezpečnosti s tepelnými výměníky a autonomním
ochlazováním vnitřního ocelového kontejnmentu, nad kterým je umístěna betonová
ochranná obálka, se podařilo snížit počet čerpadel, nádrží, výměníků,
potrubí, ventilů a dieselgenerátorů. Projekt počítá s možností velmi rychlé
výstavby, snížením investičních nákladů a s životností bloku po 60 let! V
případě havárie aktivní zóny nebo poškození tlakového okruhu parogenerátorů
dokáží tepelné výměníky pasivního systému v každé smyčce bezpečně odvádět
teplo přirozenou cirkulací. Dvě nádrže a dva tlakové vodní akumulátory mají za
všech okolností doplňovat chladicí vodu s borem. Během prvních deseti hodin by se
kontejnment zaplavil vodou. Hromadící se teplo by pak odváděl mezerou mezi ocelovým a
betonovým pláštěm kontejnmentu chladicí vzduch bez potřeby přívodu elektrické
energie. Koncentraci radioaktivních zplodin v kontejnmentu sníží pasivní sprchovací
systém, který využije vodu s přídavkem kyseliny borité v několika nádržích, z
nichž bude automaticky vytlačována stlačeným dusíkem. Díky tomu odpadá řada
čerpadel, potrubí, ventilů a řídicích prvků. Ke stavbě prvního AP-600 dojde do
přelomu století. |
|
 |
|
Zkoušky pasivního systému
ochrany varného reaktoru
SWR-1000 v laboratořích Siemens/KWU.
Snímek v dolní části zobrzuje část víka tlakové nádoby zatopené vodou. |
SIEMENS DŮVĚŘUJE FYZIKÁLNÍM ZÁKONŮM
Varný reaktor SWR -1000 s vysokou bezpečností a s elektrickým výkonem 1000 MWe,
testovaný v současnosti ve výzkumném centru v Julichu za účasti evropských
energetických institucí, se hodlá obejít zcela bez aktivních systémů se
vstřikováním chladiva a oběhovým dochlazováním. Jakmile by z jakýchkoliv důvodů
došlo k nebezpečnému poklesu hladiny vody v reaktoru a klesl její tlak, spustí
snímače pasivní ochrany ve výměnících tepla bez ohledu na operátory bezpečnostní
systém: havarijně odstaví reaktor, odtlakuje tlakovou nádobu a zaplaví reaktor vodou.
K žádné akci není třeba ani elektrické energie zvenčí, ani signálů od
operátorů. Bez zdroje elektrického proudu se obejde i odvádění zbytkového tepla z
aktivní zóny pomocí tzv. havarijních kondenzátorů, a stejným způsobem by bylo
odváděno teplo i z kontejnmentu. |
CESTY K BEZPEČNĚJŠÍM JADERNÝM BLOKŮM JSOU NASTOUPENY
 |
Tři bezpečnostní bariéry
současných jaderných elektráren. |
S novou generací reaktorů se zvýšenou bezpečností i s jadernými elektrárnami,
které navzdory vyšším investicím do bezpečnosti budou dále konkurovat cenou
elektřiny elektrárnám na fosilní paliva, se počítá až po přelomu století. AP-600
bude mít zřejmě premiéru v maďarském Paksu. Rusko podle zveřejněných údajů
hodlá přestárlé reaktory nahrazovat zdokonaleným vodovodním reaktorem VVER-640,
poprvé v ruské praxi vyzbrojeným dvojitým kontejnmentem. Tři tyto reaktory s pasivní
bezpečností a předpokládanou životností 60 let mají být postaveny na poloostrově
Kola, čtyři na Dálném východě a jeden v JE Sosnový Bor. Japonsko ve spolupráci s
Westinghousem hodlá od roku 2010 stavět velké pokročilé tlakovodní reaktory APWR s
výkonem až 1420 MWe, se stavbou jejich menšího prototypu však pravě začínají v JE
Tsuruga. Vývojové práce na pasivní bezpečnosti reaktorů zahájila i Jižní Korea,
Čína a Indie. Generační proměna s cílem nejvyšší možné dosažené bezpečnosti
čeká i rychlé a vysokoteplotní reaktory.
|
|
|
|