Poměrně dlouhý vývoj tlakovodních reaktorů (VVER=PWR)
z konstrukční kanceláře OKB Gidropress, vyprofi lovaných
v projekčních ústavech zejména v Moskvě a Petrohradu,
začíná v 50. létech minulého století. Veškeré prototypy se
stavěly v Novovoroněži.
Prvním prototypem byl VVER-210,
uvedený do provozu v roce 1964. Následoval
VVER 365 (1970), I. generace
VVER-440 – typ V320 (1972) a prototyp
VVER-1000 (1981). V 70. a 80. létech
byly zprovozněny VVER-440/V213 II.
generace a v 80. létech VVER-1000, II.
generace. V 90. létech nastupuje první
projekt generace III, která splňuje všechny
mezinárodní bezpečnostní požadavky
té doby, včetně porovnání s požadavky
EUR. Projekty mají dvojitý kontejment
a lapač taveniny aktivní zóny a čtyřkanálový
princip bezpečnostních systémů.
Poprvé jsou využity digitální systémy
řízení, zlepšeny fyzikální parametry aktivních
zón, zvýšena odolnost vůči zamětřesení,
osvojen koncept „leak before
break“, zlepšena ochrany proti vnějším
vlivům (pád letadla, působení tornáda,
záplav, výbuchů vně elektrárny apod.)
a pravděpodobnost těžkého poškození
aktivní zóny - Core damage frequency
(CDF): <10-5.
Počátkem 1. dekády 21. století přichází
první z generace III+ s dalším
zlepšením bezpečnosti a ekonomie: životnost
60 let, zlepšené provozní vlastnosti
a údržby, pokročilé systémy odvodu
tepla pro případ těžkých havárií,
další zvýšení spolehlivosti bezpečnostních
systémů, lepší využití modifikovaného
jaderného paliva a CDF ~10-6.
NEOBVYKLY ZPŮSOB ZNAČENI
RUSKYCH PROJEKTŮ
U nezasvěceného čtenáře může vyvolávat
otazníky. V poslední době se
setkáváme s označením AES-2006, což
je jaderná elektrárna s tlakovodním reaktorem
VVER-1200. Ve skutečnosti
se jedná nikoliv o jadernou elektrárnu,
ale „jen“ o její jaderný ostrov. Sekundární
část totiž může být volena podle
přání zákazníka nebo podle situace
na trhu, a relativně snadno integrována
k jadernému ostrovu. Tak to nabízí
i ostatní světoví dodavatelé: AREVA
s turbogenerátorem Alstom nebo Siemens
či Westinghouse s turbogenerátorem
Mitsubushi, Alstom nebo Siemens.
Chaos nastává, když pod stejným názvem
vystupuje projekt petrohradského
i moskevského Atomenergoprojektu
a oba se vzájemně liší. Když k tomu přibyde
označení V-392M, resp. V491, nejistota
v orientaci značení ještě vzrůstá.
V obou uvedených případech se jedná
o čtyřsmyčkový tlakovodní reaktor generace
III+ ze známé konstrukční kanceláře
OKB Gidropress se shodnými hlavními
komponentami primárního okruhu.
Reaktor, hlavní cirkulační čerpadla,
parogenerátory i uspořádání primárního
okruhu jsou totožné. Výchozím projektem
bylo jaderné zařízení na výrobu páry
VVER-1000 typ V-320 s následovníky
AES-91 a AES-92 lišící se uspořádáním
bezpečnostních systémů (viz tabulky).
Takřka 20procentního zvýšení elektrického
výkonu bloku u AES-2006
oproti předchůdci V-320 je dosaženo
zvýšením tepelného výkonu reaktoru
o pouhých 6,8 %. Volbou vyšších parametrů
páry a tím i lepší účinnosti tepelného
cyklu sekundárního okruhu.
BEZPEČNOSTNI PARAMETRY
JADERNEHO OSTROVA
Splňují veškerá principiální doporučení
Mezinárodní agentury pro
atomovou energii (MAAE) a moderní
požadavky legislativy Ruské
federace, která byla po černobylské
katastrofě mimořádně zpřísněna
i pro tlakovodní reaktory, přestože
černobylský typ byl naprosto odlišný.
Projekční řešení bylo úspěšně
porovnáno s požadavky EUR (European
Utility Requirements).
Hlavním rysem obou projektů AES-
2006 je kombinace doplňkových pasivních
bezpečnostních systémů spolu
s tradičními aktivními systémy. Oba projekty
mají stejný lapač taveniny (coria)
pro případ mimořádně nepravděpodobné
těžké havárie, při níž by došlo k protavení
tlakové nádoby reaktoru. Jaderný
ostrov elektrárny je velmi dobře chráněn
i vůči zemětřesení. Oba projekty mají
dvojitý kontejnment: vnitřní (hermetický)
má zachytit případný únik radioaktivity.
Vnější ochránit jaderné zařízení na
výrobu páry proti vnějším vlivům (záplavovým
vlnám, explozím v okolí, střelám
i pádu letadla). Podle požadavku zákazníka
lze vnější kontejnment zodolnit
i vůči pádu velkého dopravního letadla.
Moskevský projekt prošel určitou
redukcí množství zařízení. Má
o 9 čerpadel a o dva výměníky tepla
méně. Nemá velkoobjemové nádrže
a disponuje pouze dvěma dieselgenerátory
bezpečnostních systémů oproti
klasickým čtyřem zachovaným u petrohradského
projektu. Petrohradský
projekt je tedy konzervativnější. To
je ale v jaderné energetice většinou
vítaný přístup.
Projekt AES-2006 využívá i nová
hlavní cirkulační čerpadla s dlouhým
doběhem. Hlavní radiálně-axiální ložisko
čerpadla má individuální vodní
mazání. Individuální mazací systém
má rovněž elektromotor. Navíc je
dvouotáčkový. Spuštění HCČ probíhá
nejprve na 750 ot.min-1. Teprve po
rozběhu se přepne na 1000 ot.min-1.
Tím se snižují záběrové proudy (na cca
42 %) oproti elektromotoru, který se
rozbíhal přímo na 1000 ot.min-1.
Oba projekty využívají stejný druh
jaderného paliva.
ING. FRANTIŠEK HEZOUČKÝ
