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.