Reaktor EPR

Blok z reaktorem EPR (źródło: www.tvo.fi)

1.Zasadniczy projekt reaktora EPR

1.1. Główne cele projektowe

Od 1992 roku Framatome oraz Siemens we współpracy z EDF oraz głównymi niemieckimi operatorami energetycznymi pracowały nad rozwojem Europejskiego Reaktora Wodnego Ciśnieniowego zwanego również EwolucyjnymReaktorem Wodnym Ciśnieniowym (EPR).

Główne założone cele projektowe dla reaktora EPR były dwojakie:

Po starannej ocenie szczególnych rozwiązań biernych układów bezpieczeństwa, zdecydowano się zaprojektować EPR zgodnie z podejściem ewolucyjnym – korzyść polegająca na oparciu zaawansowanego projektu na doświadczeniu eksploatacyjnym około 100 elektrowni jądrowych wybudowanych przez Framatome i Siemens została uznana przez projektantów za bardzo istotną.

Równie ważnym celem, jak przyjęcie rozwiązania ewolucyjnego, było zapewnienie konkurencyjności wytwarzania energii elektrycznej w stosunku do innych alternatywnych źródeł energii. EPR ma zapewnić znaczącą poprawę odnośnie kosztów wytwarzania energii elektrycznej w stosunku do większości nowoczesnych EJ oraz dużych elektrowni gazowoparowych. Aby spełnić ten cel, zdecydowano się na dużą moc pojedynczego bloku, rzędu 1600 MWe.

Bezpieczeństwo zapewniają rozdzielne układy pracujące w trybie bezpośrednim. Cztery oddzielne, redundantne ciągi wszystkich układów bezpieczeństwa są zainstalowane w czterech oddzielonych przekrojach podziału, którym zapewniono ścisłe rozgraniczenie, tak aby uniemożliwić ich jednoczesną awarię, spowodowaną na przykład czynnikami wewnętrznymi, Ta poczwórna redundancja ciągów głównych układów bezpieczeństwa zapewnia elastyczność w możliwości przystosowania projektu do wymagań konserwacji, przyczyniając się do skrócenia standardowego okresowego czasu przestoju reaktora. Dla elektrowni nowej generacji, zastosowano nowe dodatkowe elementy i funkcje, aby spełnić kryteria bezpieczeństwa wymagane przez odpowiednie urzędy nadzoru bezpieczeństwa jądrowego w zakresie podwyższenia ochrony w sytuacji awarii i wypadków, w tym stopienia rdzenia reaktora i jego radiologicznych skutków oraz odporności wobec zagrożeń zewnętrznych, w szczególności katastrofy lotniczej oraz trzęsienia ziemi.

Podejście ewolucyjne wybrane przez projektantów reaktora EPR stanowi zatem optymalne połączenie pomiędzy wysoce sprawdzonymi rozwiązaniami pochodzącymi z najszerszego obecnie dostępnego doświadczenia, a rozwiązaniami innowacyjnymi koniecznymi do sprostania nowym wymaganiom, szczególnie w dziedzinie bezpieczeństwa.

Reaktor EPR klasy 1600 MWe charakteryzuje się wysoką sprawnością, skróconym czasem budowy, wydłużonym okresem eksploatacji, ulepszonym i bardziej elastycznym wykorzystaniem paliwa oraz zwiększoną dyspozycyjnością, czego skutkiem jest wyjątkowa konkurencyjność w zakresie kosztu za kW zainstalowanej mocy oraz kosztu za kWh wyprodukowanej energii.

1.2. Zalecenia francuskich i niemieckich urzędów nadzoru nad bezpieczeństwem jądrowym

Zgodnie z zasadami ustanowionymi przez francuskie i niemieckie urzędy nadzoru bezpieczeństwa jądrowego dla następnej generacji reaktorów PWR, reaktor EPR spełnia następujące kryteria:

Projekt „ewolucyjny” mający na celu wykorzystanie skumulowanego doświadczenia w projektowaniu i eksploatacji bloków PWR obecnie pracujących we Francji i w Niemczech oraz w krajach do których Framatome i Siemens eksportowały swoje technologie (Belgia, Brazylia, Chiny, Korea, RPA, Hiszpania, Szwajcaria). EPR oparto głównie na doświadczeniach francuskiej technologii reaktorów N4 oraz niemieckiej – Konvoi.

Podwyższony poziom bezpieczeństwa. Z jednej strony, zmniejszono prawdopodobieństwo stopienia rdzenia reaktora dzięki poprawie dyspozycyjności systemów bezpieczeństwa. Z drugiej strony, uwzględniono rozwiązania mające na celu zmniejszenie skutków radiologicznych na wypadek poważnej awarii. Na wypadek awarii bez stopienia rdzenia, architektura budynków peryferyjnych oraz systemy wentylacji likwidują konieczność stosowania działań ochronnych wobec ludzi mieszkających w pobliżu uszkodzonego bloku EJ. Na wypadek wysoce nieprawdopodobnej, ale pomimo wszystko uwzględnionej sytuacji stopienia rdzenia reaktora w warunkach niskiego ciśnienia, wzmocniony budynek reaktora oraz specyficzne urządzenia łagodzące skutki awarii zmniejszą emisje radioaktywne. Tylko niektóre bardzo ograniczone środki ochronne byłyby niezbędne. Ponadto, projekt reaktora oraz koncepcja obudowy bezpieczeństwa eliminują możliwość wystąpienia sytuacji, które mogłyby prowadzić do dużych emisji na wczesnym etapie awarii.

W przypadku reaktora EPR, prawdopodobieństwo wystąpienia awarii prowadzącej do stopienia rdzenia reaktora, już bardzo niewielkie w przypadku reaktorów poprzedniej generacji, staje się wręcz nieskończenie małe.

Uwzględnienie potencjalnych problemów w eksploatacji na wczesnym etapie projektowania. Wykonano gruntowne analizy w podstawowej fazie projektowania, mające na celu zmniejszenie do minimum kolektywnej ekspozycji radiologicznej personelu elektrowni. Konserwację wyposażenia usprawniono dzięki łatwej dostępności urządzeń. Ponadto, w projekcie został uwzględniony czynnik ludzki w celu zminimalizowania możliwości wystąpienia błędu człowieka w eksploatacji bloku z reaktorem EPR.

1.3. Główne dane projektowe i operacyjne

• Nominalna moc termiczna (na wyjściu z reaktora)*: od 4300 do 4600 MWt
• Nominalna moc elektryczna netto: ~1650 MW (w zależności od warunków lokalnych)

Układ chłodzenia reaktora

• Liczba pętli obiegu pierwotnego: 4
• Ciśnienie pracy: 155 bar
• Całkowity przepływ / pętla obiegu 28000 m³/godz
• Ciśnienie pary: 78 bar

Rdzeń reaktora

• Liczba elementów paliwowych: 241
• Liczba prętów kontrolnych: 89
• Układ elementów paliwowych: 17x17
• Wysokość czynna: 420 cm

*Nuclear Steam Supply System (NSSS)

 

1.4. Architektura systemów

Architektura obiegów płynów roboczych w systemie powstała w rezultacie intensywnej wymiany informacji projektowej i doświadczenia operacyjnego pomiędzy projektantami reaktora EPR oraz francuskimi i niemieckimi operatorami energetycznnymi uczestniczącymi w projekcie. Zastosowanie ewaluacji probabilistycznych od początku projektu przyczyniło się do zdefiniowania następujących zasad.

Projekt oparty jest na prostych zasadach:

Najważniejsze funkcje bezpieczeństwa zapewniono dzięki zróżnicowaniu systemów. Unikano łączenia funkcji, która prowadziłaby do wzrostu złożoności pracy systemów. Dzięki temu, załoga odpowiedzialna za eksploatację i konserwację posiada lepszy wgląd na stan pracy reaktora EPR, nawet w zaburzonych sytuacjach pracy elektrowni.

Fizyczne rozdzielenie

Poszczególne ciągi systemów bezpieczeństwa są zainstalowane w czterech fizycznie oddzielonych miejscach bloku.

Zróżnicowanie funkcjonalne

Ryzyko wspólnej awarii systemów redundantnych zmniejszono dzięki systematycznemu poszukiwaniu możliwości zróżnicowania funkcjonalnego. Na wypadek gdyby jeden z systemów redundantnych zawiódł, zawsze będzie dostępny osobny system, który może przejąć odpowiednią funkcję i doprowadzić blok z reaktorem EPR do bezpiecznego wyłączenia (całkowita utrata układu odbioru ciapła powyłączeniowego, utrata dopływu wody zasilającej wytwornicy pary lub całkowita utrata układu średniociśnieniowego wtrysku bezpieczeństwa).

Redundancja

Zastosowano poczwórną redundancję dla głównych układów bezpieczeństwa (wtryski bezpieczeństwa, awaryjne zasilanie wody zasilającej wytwornicy pary) oraz dla podległych systemów pomocniczych (awaryjne zasilanie w energię elektryczną oraz systemy chłodzenia). Architektura czterech ciągów, wraz z projektowymi czterema pętlami obiegu pierwotnego przyczynia się do uproszczenia obsługi. Daje ona elastyczność umożliwiającą przystosowanie rozwiązań projektowych do wymagań konserwacji w czasie pracy, jak również w czasie okresowych wyłączeń reaktora, podczas których poziom redundancji jest zwiększony dzięki zmniejszeniu mocy powyłączeniowej i zmniejszeniu obciążenia systemów, które mogłyby okazać się niezbędne. Pomimo, że architektura czterech ciągów może wydawać się kosztowna, rezygnacja ze stosowania zbiorników buforowych korzystnie wpływa na rozmiar pomp, które nie tracą w ten sposób użytecznego przepływu. Ogólne porównanie kosztów jest o wiele bardziej zrównoważone, a architektura czterech ciągów daje jednoznaczne korzyści przy eksploatacji elektrowni.

 

1.5. Projekt systemów automatyki i sterowania (I&C)

Architektura I&C została opracowana tak aby sprostać wymaganiom zróżnicowania i niezawodności. Poszczególne systemy automatyki są realizowane albo w technologii zorientowanej na bezpieczeństwo TELEPERM-XS^TM albo w standardowej technologii TELEPERM-XP^TM (jak w przypadku Olkiluoto). Technologię TELEPERM zastosowano z powodzeniem w modernizowanych pracujących obecnie blokach jądrowych (w Niemczech i we wschodniej Europie) jak również w nowym projekcie (projekt Tianwan w Chinach).

Pomieszczenie sterowania jest całkowicie skomputeryzowane z zastosowaniem przyjaznego dla użytkownika interfejsu Człowiek-Maszyna przy pełnym wykorzystaniu unikalnego spektrum doświadczeń opartych na serii reaktorów N4.

 

2. Zabezpieczenia na wypadek ciężkiej awarii

2.1. Zapobieganie ciężkiej awarii

Reaktor EPR (European Pressurized Reactor) został zaprojektowany przez ekspertów francuskich i niemieckich w oparciu o pozytywne doświadczenie z 40 lat pracy reaktorów z wodą pod ciśnieniem w Europie Zachodniej, które doprowadziło do opracowania przepisów bezpieczeństwa dla nowych reaktorów budowanych w Unii Europejskiej [1]. Zastosowano w nim szereg systemów i urządzeń zapewniających bezpieczeństwo nie tylko przy normalnej eksploatacji, ale i w razie akcji terrorystycznych, a nawet zabezpieczających przed uszkodzeniem obudowy bezpieczeństwa w przypadku ciężkich awarii ze stopieniem rdzenia.

1- Zbiornik ciśnieniowy reaktora, 2. Napędy prętów regulacyjnych, 3. Pompa obiegu pierwotnego, 4 Pionowa wytwornica pary, 5. Stabilizator ciśnienia, 6. Rura do zbiornika zrzutowego poprzez automatyczny zawór odciążający zdalnie sterowany. 7. Linia specjalna do zaworów redukcji ciśnienia pozwalająca obniżyć ciśnienie w obiegu pierwotnym poniżej 20 bar. 8. Rurociągi obiegu pierwotnego, 9. Rurociąg wody zasilającej, 10. Kolektor parowy w obudowie bezpieczeństwa, 11. Kolektor parowy poza obudową.

Do najważniejszych koncepcji bezpieczeństwa reaktora EPR należy zasada wykrywania przecieku zanim nastąpi rozerwanie rurociągu, pozwalająca wykluczyć niebezpieczeństwo nagłego rozerwania rury o największej średnicy w obiegu pierwotnym reaktora, która dotychczas przyjmowana była jako maksymalna awaria projektowa. Wdrożenie tej zasady wymaga zapewnienia dużych zapasów wytrzymałości obiegu pierwotnego, wykluczenia zjawisk powodujących wysokie naprężenia w obiegu lub jego osłabienie w toku eksploatacji i prowadzenia ciągłej kontroli eksploatacyjnej stanu obiegu i wielkości przecieków. System obrony w głąb zastosowany w reaktorze EPR zapewnia, że w razie uszkodzenia jednego elementu wpływającego na bezpieczeństwo reaktora będą na jego miejsce inne elementy, które mogą w pełni zastąpić element uszkodzony.

Z1- strefa 1 obejmująca cały obieg pierwotny, niedostępna podczas eksploatacji, odizolowana od strefy Z2 bardzo grubymi powłokami betonowymi lub metalowymi. 1- wykładzina metalowa, 2- przestrzeń między dwoma ścianami obudowy bezpieczeństwa, utrzymywana pod obniżonym ciśnieniem, z której odsysa się powietrze do filtrów, 3- przepusty przez ściany obudowy bezpieczeństwa, wychodzące do budynków pomocniczych, 4. 5. płyta fundamentowa, 6. IRWST- zbiornik wody wewnątrz obudowy bezpieczeństwa, 7. Pomieszczenia układów bezpieczeństwa, 8. Kanał dostarczający wodę do układów bezpieczeństwa, 9. System chłodzenia stopionego rdzenia w razie ciężkiej awarii.

 

Rys. 3 Rozmieszczenie budynków w
elektrowni EPR [3] 1. Budynek reaktora, 2. Budynek paliwowy, 3. Budynki układów bezpieczeństwa, 4. Generatory Diesla, 5. Pomocnicze układy jądrowe, 6. Unieszkodliwianie odpadów, 7. Turbinownia.

Układy ważne dla bezpieczeństwa reaktora mają cztery równoległe podsystemy, rozmieszczone w czterech osobnych budynkach, przy czym tylko jeden z tych podsystemów jest potrzebny do zapewnienia bezpieczeństwa reaktora, a pozostałe służą jako podsystemy rezerwowe. Taka zasada projektowania reaktora pozwala nie tylko na przeprowadzanie kontroli i wykonywanie napraw jednego z podsystemów w czasie pracy reaktora, ale i zabezpiecza przed atakiem terrorystycznym, bo nawet w razie uderzenia samolotu w jeden z czterech budynków pozostałe trzy nie ulegną zniszczeniu i znajdujące się w nich układy bezpieczeństwa z dużym zapasem wystarczą do wyłączenia i wystudzenia reaktora. Sama obudowa bezpieczeństwa chroniąca rdzeń jest tak silna, że wytrzymuje nawet uderzenie dużego samolotu pasażerskiego.

Reaktor EPR dysponuje pełnym zestawem zabezpieczeń na wypadek awarii projektowych i zapewnia utrzymanie wydzielanych przy tym produktów rozszczepienia wewnątrz obudowy bezpieczeństwa, Co więcej, w razie gdyby awarii uległy elementy wytwornicy pary stanowiącej element graniczny między obiegiem pierwotnym (który w całości znajduje się wewnątrz obudowy bezpieczeństwa) a obiegiem wtórnym (który w większości znajduje się poza obudową), reaktor EPR ma tak dobrane wielkości ciśnień w obiegach, że ciśnienie w obiegu pierwotnym spadnie poniżej ciśnienia, przy którym zamykają się zawory bezpieczeństwa w obiegu wtórnym. Eliminuje to możliwość niekontrolowanego przecieku z obiegu wtórnego na zewnątrz elektrowni z potencjalnym zagrożeniem utratą wody z obiegu pierwotnego i rdzenia, osuszenia rdzenia, przegrzania rdzenia i wydzielenia produktów rozszczepienia z rdzenia poprzez obiegi pierwotny i wtórny do miejsca wycieku z obiegu wtórnego i do atmosfery. Jest to bardo ważny element filozofii bezpieczeństwa reaktora EPR, skutecznie chroniący przed zagrożeniem niekontrolowanego wycieku produktów rozszczepienia z pominięciem obudowy bezpieczeństwa.

Reaktor EPR zapewnia także zatrzymanie produktów rozszczepienia wewnątrz obudowy nawet przy hipotetycznej ciężkiej awarii ze stopieniem rdzenia.

 

2.2. Obrona przed stopieniem rdzenia pod wysokim ciśnieniem

W przypadku gdyby mimo wszystkich zabezpieczeń doszło do stopienia rdzenia, oddziaływanie stopionego materiału rdzenia o bardzo wysokiej temperaturze z materiałem dna zbiornika ciśnieniowego reaktora może doprowadzić do przetopienia zbiornika i wypływu stopionego rdzenia. Wiele analiz prowadzonych dla istniejących już obecnie reaktorów potwierdziło, że takie wydarzenie nie prowadzi do utraty szczelności obudowy bezpieczeństwa jeśli wypływ rdzenia następuje w warunkach niskiego ciśnienia w obiegu pierwotnym. Dlatego konstruktorzy reaktorów III generacji wyposażają swe reaktory w specjalne układy zapewniające kontrolowane obniżenie ciśnienia w obiegu pierwotnym jeśli nie ma możności uchronienia rdzenia przed uszkodzeniem.

Już w istniejących blokach EJ II generacji wysoka niezawodność systemów zmniejszania ciśnienia oraz usuwania ciepła powyłączeniowego umożliwia praktyczną eliminację zagrożenia rozerwaniem zbiornika reaktora pod działaniem wysokiego ciśnienia po stronie pierwotnej. W reaktorze EPR przewidzano dodatkową „linię obrony”: zestaw serwozaworów uruchamianych zdalnie przez załogę, który w kontrolowany sposób skutecznie pozwala upuścić parę z obiegu pierwotnego i obniżyć ciśnienie w tym obiegu.

 

2.3. Obrona przed spalaniem i detonacją wodoru

Do najważniejszych zagrożeń towarzyszących topieniu rdzenia należy egzotermiczna reakcja koszulek cyrkonowych z wodą, prowadząca do wydzielania wodoru:

Zr + 2H₂O = ZrO₂ + 2H₂ + energia cieplna

Jeśli frakcja wodoru w atmosferze obudowy bezpieczeństwa przekroczy 4,1% może dojść do spalania wodoru, a przy frakcjach powyżej 10% zachodzi niebezpieczeństwo przekształcania spalania w deflagrację i detonację, mogącą powodować zniszczenie obudowy bezpieczeństwa. By wykluczyć to zagrożenie, w reaktorze EPR instaluje się katalityczne układy samoczynnej rekombinacji wodoru (około 40 sztuk), ograniczające udział wodoru w atmosferze do wielkości, które nie grożą wybuchem. Jest to środek bezpieczeństwa stosowany obecnie z zasady we wszystkich elektrowniach jądrowych w krajach Unii Europejskiej i wprowadzany w elektrowniach innych krajów. Powszechnie uznaje się, że układy rekombinacji katalitycznej, które nie wymagają doprowadzania energii ani żadnych sygnałów z zewnątrz, stanowią dobre i niezawodne zabezpieczenie przed wzrostem ciśnienia w obudowie powodowanym przez spalanie wodoru.

Rys.4 Pasywny rekombinator katalityczny

 

2.4. Chwytacz stopionego rdzenia- obrona przed przetopieniem dna obudowy bezpieczeństwa.

Specyficznym rozwiązaniem wprowadzonym tylko w reaktorze EPR jest układ zabezpieczający przed utratą szczelności obudowy bezpieczeństwa w przypadku, gdy rdzeń reaktora nie tylko stopi się, ale i wydostanie się poza zbiornik ciśnieniowy reaktora. Schemat pomieszczeń i układów służących do ukierunkowania przepływu stopionego rdzenia i jego wychłodzenia pokazano na rys. 5.

Wyciek stopionego rdzenia oraz jego schładzanie może się odbywać w specjalnie do tego przeznaczonym pomieszczeniu na dnie studni reaktora. Ściany i podłoże tego pomieszczenia są pokryte grubą warstwą betonu. Struktura chłodząca pod dołem chłonnym umożliwia odprowadzenie ciepła zakumulowanego, schłodzenie oraz szybkie zestalenie się materiału rdzenia. Dzięki temu nie występuje erozja strukturalnego betonu podłoża. Całkowicie pasywnie działający układ zaworów umożliwia pokrycie warstwy gorącego stopionego materiału oraz zasilenie układu chłodzącego wodą z wewnętrznego zbiornika zapasowego (IRWST)* umieszczonego przy dole chłonnym. W następnej fazie, po dwunastu godzinach system odprowadzania ciepła obudowy bezpieczeństwa (Containment Heat Removal system) jest uruchamiany i schładza obszar wycieku.

*In-Containment Refuelling Water Storage Tank (IRWST)

1) rdzeń reaktora, 2) zbiornik ciśnieniowy reaktora, 3) pokrywa przetapiana przez rdzeń, 4) dno tunelu przelewowego, 5) beton fundamentów obudowy bezpieczeństwa, 6) tunel przelewowy, 7) materiał ogniotrwały ZrO₂, 8) chłodzenie wodne chwytacza, 9) warstwa powierzchniowa przeznaczona na wytopienie, 10) chwytacz rdzenia - basen dla stopionego rdzenia.

Ostateczne schładzanie stopionego rdzenia odbywa się w specjalnym pomieszczeniu zwanym chwytaczem rdzenia, umieszczonym w obudowie bezpieczeństwa pod zbiornikiem reaktora. Stopiony rdzeń zbiera się w obszarze retencji na dnie studni reaktora. Pod obszarem retencji znajduje się pokrywa, która w razie jej przetopienia pozwala stopionemu materiałowi rdzeniowemu przepłynąć przez krótki tunel przelewowy do specjalnie zaprojektowanego pomieszczenia znajdującego się na dnie obudowy bezpieczeństwa pod zbiornikiem reaktora. Pomieszczenie to jest wyłożone materiałami ogniotrwałymi i specjalnie chłodzone, by uchronić je przed przegrzaniem i przetopieniem przez rdzeń, wydzielający ciepło powyłączeniowe [3].

Rys. 6 – Widok chwytacza stopionego rdzenia w reaktorze EPR.

Przepływ stopionego materiału rdzeniowego i początek jego chłodzenia zachodzi bez potrzeby uruchamiania jakichkolwiek elementów aktywnych.

Dzięki temu rozwiązaniu, nawet awaria ze stopieniem rdzenia nie spowoduje wypływu stopionego materiału poza obudowę bezpieczeństwa. Bezpośrednie sąsiedztwo EJ, gleba i wody podskórne są w pełni chronione.

 

 

 

 

 

 

2.5. Rozplanowanie budynków reaktora oraz technologia budowy

Budynek reaktora jest położony w centrum wykreślonego planu. Obudowa bezpieczeństwa jest otoczona budynkami bezpieczeństwa i zbiornika paliwowego, w których znajdują się układy bezpieczeństwa. Wszystkie układy związane z bezpieczeństwem są zaprojektowane z czterokrotną redundancją oraz znajdują się w fizycznie oddzielonych systemach. Każdy z czterech systemów zawiera układ niskiego ciśnienia wtrysku wody / odprowadzania ciepła zakumulowanego wraz z powiązanym pośrednim systemem chłodzenia, układ średniego ciśnienia wtrysku wody oraz awaryjny układ wody zasilającej. Odpowiednie systemy elektryczne jak również automatyka i opomiarowanie znajdują się również w obrębie tego systemu, choć zlokalizowane są na innych wyższych poziomach budynku.

Wewnętrzna obudowa bezpieczeństwa jest wykonana z betonu sprężonego w postaci cylindrycznej ściany zwieńczonej eliptyczną kopułą z podłożem ze zbrojonego betonu. Metalowa wykładzina na wewnętrznej powierzchni zapewnia szczelność obudowy. Zewnętrzna obudowa bezpieczeństwa ma postać zbrojonej cylindrycznej ściany opierającej się na tym samym podłożu wraz ze zbrojoną kopułą i służy jako ochrona przed zagrożeniami zewnętrznymi.

Budynek reaktora, budynek paliwowy oraz cztery budynki z układami bezpieczeństwa są zabezpieczone przed zagrożeniami zewnętrznymi, jak trzęsienie ziemi, oraz przed eksplozją od fal ciśnieniowych. Wszystkie te budynki znajdują się na wspólnej platformie. Ta konstrukcja daje dużą wytrzymałość wobec obciążeń związanych z zewnętrznymi zagrożeniami.

Ochronę przed uderzeniem samolotu zapewnia bunkrowa konstrukcja budynków bezpieczeństwa nr 2 i 3, budynku reaktora oraz zbiornika paliwowego. Główne pomieszczenie sterowania jest położone w ww. budynkach bezpieczeństwa o bunkrowej konstrukcji.

Budynki bezpieczeństwa nr 1 i 4 nie są w ten sposób zabezpieczone ale są geograficznie rozdzielone, dlatego w przypadku uszkodzenia jednego z nich drugi pozostaje sprawny.

 

3. Korzyści ekonomiczne i techniczne

3.1. Korzyści techniczne

Poza podwyższeniem bezpieczeństwa, projekt reaktora EPR zapewnia szereg korzyści technicznych i ekonomicznych. Do ważniejszych należą następujące:

• Zwiększona moc elektryczna równa 1600 MWe
• Ciśnienie pary zwiększone do 78 bar (sprawność obiegu parowego 37 %)
• Dyspozycyjność 92 %, ze względu na krótsze odstawienia na przeładowanie paliwa (16 dni przy regularnej konserwacji, 12 dni bez) i rzadsze nieplanowane odstawienia elektrowni
• 60 lat czasu eksploatacji elektrowni
• Zmniejszone koszty utrzymania ruchu i eksploatacji
• Lepsze wykorzystanie paliwa (wypalenie prętów ponad 60 GWd/t, możliwość
  zastosowania paliwa MOX)
• Uproszczenie konserwacji: dobry dostęp, standaryzacja, konserwacja w czasie działania
  urządzeń zainstalowanych poza budynkiem reaktora
• Zmniejszenie dawek napromieniania personelu
• Zwiększone w stosunku do poprzednich EJ typu N4 lub Konvoi wykorzystanie uranu i zmniejszona produkcja aktynowców na jednostkę energii.

Rys. 7 Obniżona produkcja aktynowców w
reaktorze EPR [3].

 

Sprawność

EPR zaprojektowano tak aby połączyć maksymalną sprawność reaktora z maksymalnie wydajnym i elastycznym wykorzystywaniem paliwa. Projekt obiegu pierwotnego jest „kompatybilny” z wysokim poziomem wypalenia zużywanego paliwa przekraczającym 60 Gwd/t. Wysoki poziom wypalenia paliwa przyczynia się do zmniejszenia objętości wysokoaktywnych odpadów radioaktywnych w przeliczeniu na jednostkę wyprodukowanej energii – około 15% mniej długożyciowych aktynowców na megawatogodzinę w porównaniu z reaktorami pracującymi obecnie. Dodatkowo projekt reaktora EPR umożliwia elastyczne zarządzanie paliwem dzięki niskiej gęstości mocy w rdzeniu reaktora.

Ciśnienie obiegu wtórnego (78 bar), od którego zależy sprawność cyklu termodynamicznego, jest najwyższe w swojej kategorii. Sprawność netto 37% jest osiągalna przy zastosowaniu obecnie dostępnych turbin parowych w zależności od warunków lokalnych. Jest to dotychczas najwyższa wartość dla reaktora na lekką wodnę.

 

3.2. Skrócenie przerw w pracy na wymianę paliwa oraz konserwację

Skrócenie okresowych przerw w pracy, w celu zwiększenia całkowitej dyspozycyjności bloku reaktora, było od początku jednym z głównych celów projektu. Ogólny rozkład wyposażenia zaplanowano tak aby ułatwić działania związane z konserwacją. Systemy zaprojektowano tak, aby umożliwić przeprowadzanie niektórych operacji konserwacyjnych podczas pracy reaktora EPR, zmniejszając ilość operacji serwisowych w trakcie okresowych przerw w pracy. Skrócenie okresowej standardowej przerwy w pracy do 16 dni jest możliwe przy założeniu przeprowadzenia wszystkich uznanych za niezbędne operacji: wygaszenie reaktora, usunięcie paliwa wypalonego, inspekcja, konserwacja, załadowanie świeżego paliwa oraz doprowadzenie reaktora do normalnych temperaturowych warunków pracy. Czas trwania przerwy w pracy nie przekracza 12 dni jeżeli dokonujemy jedynie wymiany paliwa.

Krótkie okresowe przerwy w pracy oraz zmniejszona ilość nieprzewidzianych przerw pozwalają osiągnąć średnią dyspozycyjność na poziomie 92% w czasie życia bloku z reaktorem EPR.

 

3.3. Okres eksploatacji

Okres eksploatacji reaktora EPR wynosi 60 lat, umożliwiając zmaksymalizowanie wyniku ekonomicznego. Całe wyposażenie niewymienne, takie jak zbiornik reaktora oraz struktury budowlane zostały zaprojektowane tak, aby osiągnąć tę granicę. Pozostałe wyposażenie zaprojektowano tak, aby cechowało się długim okresem użytkowania, jak również łatwością wymiany, gdyby okazała się konieczna.

 

3.4. Elastyczność eksploatacji i zarządzania gospodarką paliwową

Dzięki dużym marginesom przewidzianym dla zoptymalizowania zarządzania paliwem rdzeń reaktora EPR jest tym samym zaprojektowany tak, że cechuje się wyjątkową elastycznością w zakresie długości cyklu paliwowego i strategii zarządzania paliwem: cykl referencyjny ma długość 18 miesięcy, ale cykl paliwowy może dochodzić do 24-miesięcy, istnieje też możliwość zarządzania gospodarką paliwową w trybie IN-OUT i OUT-IN (wprowadzania i wyprowadzania elementów paliwowych poza okresami standardowych wyłączeń reaktora). Bardzo wysoka elastyczność wobec stosowania szczególnych elementów paliwowych tzw. MOX (mieszane paliwo UO2-PuO2) w rdzeniu umożliwia odzysk plutonu uzyskanego z zużytych elementów paliwowych.

Jeśli chodzi o aspekty eksploatacyjne, EPR jest zaprojektowany tak, aby zapewnić operatorom energetycznym duży poziom manewrowości. Posiada zdolność do ciągłej pracy na poziomie od 20 do 100% swojej nominalnej mocy w trybie całkowicie automatycznym, podczas gdy pracują pierwotne i wtórne urządzenia do kontroli częstotliwości wyjściowych.

Zdolność manewrowa reaktora EPR jest szczególnie dobrze przystosowana zarówno do okresowych jak i niezapowiedzianych zmian zapotrzebowania sieci na moc, do zarządzania perturbacjami w sieci elektroenergetycznej oraz do łagodzenia awarii sieciowych.

 

4. Postęp prac nad technologią reaktora EPR

4.1. Projekt Olkiluoto

Kontrakt na realizację projektu Olkiluoto został podpisany 18 grudnia 2003 r. pomiędzy TVO a konsorcjum złożonym z Framatome ANP oraz Siemens Power Generation, które odpowiedzialne są odpowiednio za system reaktora i maszynownię, włączając roboty budowlane. Konsorcjum Framatome ANP – Siemens ma dostarczyć blok EJ pod klucz. Główne etapy licencjonowania projektu są następujące:

1. Dokument PSAR (wymagany dokument licencyjny) został przedłożony instytucji STUK (fińska instytucja dozoru bezpieczeństwa jądrowego) na początku stycznia 2004 r.
2. Licencja na budowę została udzielona 17 lutego 2005 r.
3. Dokument FSAR zostanie wydany oraz procedury odbiorowe rozpoczna się w połowie 2007 r.
4. Licencja eksploatacyjna ma być wydana w połowie 2008 r.

 

4.2. Projekt Flamanville 3

We wrześniu 2004 r. DGSNR (francuski nadzór jądrowy) wydało pismo, które oficjalnie ustaliło kryteria bezpieczeństwa dla następnej generacji reaktorów PWR licencjonowanych we Francji. Analizy szacunkowe, które się obecnie odbywają, można traktować jako przygotowanie do formalnego procesu licencjonowania, który rozpocznie się gdy EDF przedłoży oficjalną aplikację o uzyskanie licencji na budowę.

EDF oficjalnie ogłosił swój wybór lokalizacji we Flamanville w pażdzierniku 2004 r. Następnie zgodnie z wymogami francuskiego prawa odbyła się publiczna debata mająca na celu zebranie opinii od wszystkich zainteresowanych odnośnie planowanej budowy bloku z reaktorem EPR w lokalizacji Flamanville w sąsiedztwie dwóch obecnie pracujących bloków o mocy 1300 MWe. Odpowiednia komisja uznała, że debata nie powinna mieć wyłącznie charakteru lokalnego, ale, że powinna być zorganizowana na skalę ogólnonarodową oraz poszerzyła jej zakres o pewne zagadnienia o charakterze generalnym, które były już dyskutowane w trakcie narodowej debaty nad polityką energetyczną, która odbyła się w 2003 r. (więcej szczegółów można uzyskać na stronie www.debatpublic-epr.org).

Debata ta zakończyła się z wynikiem pomyślnym dla elektrowni jądrowej. Greenpeace zrezygnował z udziału w dyskusji końcowej nie chcąc odnieść publicznej klęski. Oficjalnie jako pretekst posłużyło Greenpeace-owi niepełne ujwanienie informacji o środkach ochrony antyterrorystycznej w reaktorze EPR. Szczegóły ochrony antyterrorystycznej nie są wprawdzie nigdy ujawniane, nie tylko w przypadku elektrowni jądrowych, ale i innych obiektów, ale organizacje Zielone uznaly że jest to najlepszy pretekst do oskarżenia rządu i energetyki jądrowej o zatajanie informacji ważnych dla debaty publiczhej. Po zakończeniu dyskusji i stwierdzeniu, że przyniosła ona pełny skuces energetyce jądrowej, EDF przeszedł do procedury formalnej aplikacji i przedłożył wstępny raport bezpieczeńsrtwa PSAR do DGSNR zgodnie z francuskim prawem.

 

4.3. Certyfikacja projektu EPR w USA

Na początku 2005 r., Framatome ANP, Inc. oficjalnie poinformował NRC (amerykański dozór jądrowy) o swojej intencji rozpoczęcia procesu certyfikacji dla ewolucyjnego projektu EPR zgodnie z przepisami 10CFR52.

Zgodnie z obowiązującą praktyką projekt został poddany przeglądowi przedaplikacyjnemu, który obecnie jest w toku.

15 września 2005 r. AREVA Inc. ogłosiła utworzenie grupy UniStar Nuclear razem z Constellation Energy Group aby stworzyć ramy, na bazie których pierwsza seria zaawansowanych jądrowych bloków energetycznych w Ameryce mogłaby być opracowana i wdrożona w przeciągu trzech najbliższych dekad.

Grupa UniStar Nuclear łączy wyróżniającego się sprzedawcę i doświadczonego aplikanta licencyjnego, operatora i właściciela opierającego się na ważnym poddostawcy A/E (Bechtel). W szczególności, UniStar Nuclear zapewni ramy biznesowe umożliwiające tworzenie joint ventures z Constellation Energy, innymi przedsiębiorstwami energetycznymi oraz zainteresowanymi stronami. Te joint ventures miałyby z kolei licencjonować, budować, pełnić funkcje właścicielskie i eksploatować EJ jako część standardowej „floty” jądrowych bloków energetycznych (więcej informacji można uzyskać na stronie www.unistarnuclear.com).

 

4.4. Opóźnienia w realizacji Olkiluoto 3 z reaktorem EPR

Renesans energetyki jądrowej wiąże się z koniecznością pokonania znacznych trudności w wykonawstwie. Firmy europejskie od dawna nie prowadziły budowy nowych elektrowni jądrowych, a reaktor EPR ma moc większą od poprzednio budowanych i wymaga rozwiązania nowych problemów technologicznych. W Olkiluoto wystąpiły opóźnienia spowodowane odstępstwami od dokumentacji projektowej. Beton płyty fundamentowej wykonano stosując zbyt dużą frakcję wody, wykładzinę obudowy bezpieczeństwa spawano przy użyciu przestarzałych metod, rury obiegu pierwotnego wykonano tak, że rozmiary ziarna były zbyt duże, co mogłoby utrudniać w przyszłości kontrolę ultradźwiękową stanu rurociągów. Wszystkie te błędy zostały wykryte, przeanalizowane i dozór jądrowy Finlandii podjął decyzje co do zakresu i rodzaju napraw. Nieprawidłowości wykonawstwa rurociągów obiegu pierwotnego trzeba było poprawić i wykonać rury na nowo, błędy wykładziny częściowo wymagały napraw, a częściowo zostały uznane za nieistotne, wytrzymałość betonu płyty fundamentowej starannie zbadano i dozór uznał, że jest ona wystarczająca. W sumie opóźnienia związane z badaniami i wstrzymywaniem budowy do czasu podjęcia decyzji spowodowały znaczne opóźnienia, tak że termin przewidywanego zakończenia budowy przedłużono o półtora roku.

Jest to bolesne uświadomienie przemysłowi jądrowemu, że wznowienie na dużą skalę budowy elektrowni jądrowych wiązać się będzie w początkowym okresie z wieloma trudnościami. Ale kierownictwo budowy podkreśla, że najważniejsze jest zbudowanie dobrej elektrowni jądrowej, a reaktor EPR jest większy niż inne budowane dotychczas. Ponadto nawet jeśli czas jej budowy wydłuża się o półtora roku, to przecież ma ona pracować przez 60 lat. O konkurencyjności ekonomicznej reaktora EPR świadczy postępowanie firm fińskich, które mimo opóźnień w budowie Olkiluoto złożyły już do rządu Finlandii wnioski o zezwolenie na budowę następnych trzech EJ: Są to firma TVO budująca obecnie trzeci blok w Olkiluoto, firma IVO do której należy EJ Loviisa i zjednoczenie Fennovoima, które zamierza też budować elektrownię jądrową. Oczekują one, podobnie jak i firmy energetyczne w innych krajach, że po doświadczenia z budowy EPR w Olkiluoto budowa następnych elektrowni będzie przebiegała znacznie lepiej.

 

 

Opracowanie: doc. dr inż. Andrzej Strupczewski

Bibliografia

1. European Utility Requirements for LWR Nuclear Power Plants, a Document produced by DTN, Electricite de France, ENEL SpA, KEMA Nederland BV, Nuclear Electric, Tractebel and Vereinigung Deutscher Elektrizitaetswerke, Revision C, 2001
2. UK EPR Fundamental Safety Overview Volume 2: Design and Safety http://www.epr-reactor.co.uk
3. Debontride B. Overview of The Evolutionary Power Reactor (EPR) Nuclear Power Plants for Poland NPPP 2006 Warsaw 1-2 June 2006.