2008 m. liepos 1 d., antradienis

Ketvirtoji JEK paskaita: ABWR technologijos



Ketvirtoji paskaita

ABWR reaktoriaus technologijos

Paskaita vyko 2011 m. spalio 13 d. Ją vedė Valdas Ledzinskas, VAE Technologijų departamento direktorius ir dr. Nerijus Rakštikas, VAE  Reaktoriaus sistemų ekspertas. Paskaitos metu aptarti klausimai susiję su ABWR reaktoriaus technoliginiais sprendimais: technologijų aptarimas ir palyginimas su senesnės kartos reaktoriais, branduolinės saugos užtikrinimas, eksploatacijos patirtis.

Paskaitos vaizdo įrašas

Nuorodoje pateiktas grojaraštis su visomis paskaitos dalimis (1-19). Aptariami klausimai įvardinti dalių pradžiose.



Nuoroda į youtube grojaraštį.



Atsakymai į paskaitos metu aptartus klausimus

Kokie pagrindiniai skirtumai tarp ABWR tipo ir senesnių BWR tipo reaktorių?
Pagrindinis skirtumas – cirkuliaciniai siurbliai sumontuoti reaktoriaus korpuso viduje, todėl nėra senesnės kartos BWR reaktoriuose naudotų didelio skersmens išorinių recirkuliacijos vamzdynų. Tokiu būdu supaprastinta reaktoriaus mechanika, eliminuota didelio skersmens vamzdžio trūkio tikimybė, padidintas sistemos patikimumas, be to nereikia vykdyti nesamų vamzdynų remonto ir kontrolės, sumažinama remonto personalo apšvita. Be to: numatomas ilgesnis reaktoriaus eksploatacijos laikas – 60 metų; jėgainės projekte įdiegtos modernios skaitmeninės reaktoriaus valdymo sistemos; atlikti patobulinimai ECCS, apsauginio gaubto konstrukcijoje ir kitose su branduoline sauga susijusiose sistemose; sumažintas eksploatacijos metu susidarančių radioaktyviųjų atliekų kiekis; pagal ALARA principą sumažintos apšvitos dozės eksploatuojantiems darbuotojams.

Kaip skiriasi ABWR reaktoriuje naudojamo branduolinio kuro kiekis, išdegimas, sodrinimas lyginant su II kartos BWR ir kitų tipų reaktoriais? Kaip šie parametrai lemia susidarančiųjų radioaktyvių atliekų kiekį?
Sodrinimas - nežymiai padedėjo (naujos kartos kuro sodrinimas bus dar labiau padidintas (3,2%->3.6-4.6%->iki 5%)), pakito kuro panaudojimo efektyvumas, matuojamas išdegimo gyliu (MW×d/kgU , arba normuojant į kuro rinklę: MW×d/r). Šis parametras ženkliai (2-3 kartus) padidėjo – iki 40-60 MW×d/kgU (palyginimui IAE – 23 MW×d/kgU). Tai tiesiogiai siejama su susidarančių radioaktyvių atliekų kiekiu: atliekų susidarys bent 1,5 karto mažiau.

Kokia naudojamo kuro reaktoriaus neutronikos įtaka naudingo darbo laikui? Koks šis laikas deklaruojamas ir yra pasiekiamas jau veikiančiuose ABWR tipo reaktoriuose? Kaip jis skiriasi nuo kitų reaktorių technologijų?
Naudingo darbo laikas apibūdinamas darbo faktoriumi (operating factor), kuris apskaičiuojamas pagal formulę:
čia f – darbo faktorius, Wp – projektinė galia, t – maksimaliai įmanomas kalendorinis veikimo laikas:
Kur tn – laiko intervalas, kurio metu reaktorius dirbo galia Wn. Maksimaliai įmanomas f=1, tačiau, kadangi iš 18 mėn. eksploatacijos laikotarpio periodo bent 2-3 savaites užima prastovos dėl techninio aptarnavimo ir kuro perkrovimo, maksimaliai įmanomas f eksploatuojamam reaktoriui @0,95.
Kaip matome, darbo faktoriui didžiausią įtaką turi reaktoriaus veikimo laikas iki perkrovimo bei pats perkrovimo laikas. Šio tipo reaktoriams perkrovimo periodas yra 18 – 24 mėn. Per pusantrų metų reaktorius stovės mažiausiai 2 – 3 savaites, todėl maksimalus darbo faktorius yra 0,95 arba 95%. Be to, mažesnį faktorių gali lemti ir gedimai, dėl kurių tam tikram laikui mažinama reaktoriaus galia, pavyzdžiui gedimai šilumokaičiuose, arba gedimai reaktoriaus viduje (pavyzdžiui valdymo strypo pavaros gedimas), dėl kurių reaktorių reiktų stabdyti. Tačiau, atlikti patobulinimai, pavyzdžiui reaktoriaus branduolinio kuro sudėtyje įmaišyti išdegantieji sugėrikliai, kurie lemia savaiminį pereinamųjų procesų „gesinimą“, gali sumažinti procesų kontroliavimo valdymo strypais poreikį, taip mažinant sistemos komponentų suveikimų skaičių - prailginant jų eksploatacijos resursą, mažinant gedimo tikimybę. Taigi galimas nebent toks, netiesioginis ryšis tarp reaktoriaus neutronikos ir darbo faktoriaus. Atsakant į klausimą tiesiai - dalykai tiesiogiai susiję nėra. Darbo faktorius – dydis labiau priklausantis ne nuo pačios jėgainės projekto, o nuo konkrečios jėgainės eksploatacijos ypatybių.

Kaip ABWR technologijoje sprendžiama vandenilio problema?
Normaliomis eksploatacijos sąlygomis vandenilio kiekis reaktoriaus apsauginiame gaubte yra labai mažas, kiekio pokytis stebimas, apsauginio gaubto tūris skiedžiamas azotu, kad nebūtų pasiekta sprogi vandenilio koncentracija. Normalios eksploatacijos sąlygomis šitas dujų mišinys ventiliacijos sistemos pagalba nukreipiamas į reaktoriaus patalpų oro valymo sistemą. Įvykus avarijai, jeigu aktyviojoje zonoje būtų pasiekiamos kritinės temperatūros, vykstant cirkonio (kuro apvalkalų) ir vandens garų reakcijai, vandenilio gali susidaryti labai daug. Tokiu atveju, susidaręs vandenilis būtų išleidžiamas ABWR technologijoje numatyta atskira linija, kurioje trūktų apsauginės membranos ir reaktoriaus patalpose susikaupusios dujos būtų išleidžiamos į atmosferą. Tai numatyta tam, kad viršslėgis nepažeistų reaktoriaus apsauginio gaubto konstrukcijos. Japonijoje, Fukushima jėgainėje, reaktoriaus apsauginiame gaubte susidariusios dujos buvo išleidžiamos už pirminio reaktoriaus apsauginio gaubto į reaktoriaus pastatą. Toks sprendimas projektuojant reaktorius buvo priimtas galvojant apie ilgesnį radioaktyviųjų dujų išlaikymą pastatų viduje, tam, kad sumažėtų į aplinką išmetamų medžiagų aktyvumas. Tačiau visame pasaulyje, išskyrus Japoniją, BWR tipo reaktoriuose tokio sprendimo atsisakyta, nes nuspręsta, kad vardan sunkiosios avarijos atveju į aplinką išmetamų trumpaamžių dujinių radionuklidų kiekio sumažinimo, neverta rizikuoti pastatais vandenilio dujų sprogimo atveju. Toks radioaktyviųjų dujų išmetimas yra viena paskutiniųjų priemonių, numatytų sunkiųjų avarijų valdyme. Daug svarbesni yra patobulinimai saugos sistemose, užkertantys kelią avarijos raidos scenarijui iki aptarto lygio.

Fukushima Daiichi jėgainės avarijos metu didelę atmosferos taršos dalį lėmė išmetimai iš ketvirtojo reaktoriaus panaudoto branduolinio kuro (PBK) baseinų. Ar ABWR technologijoje atsižvelgta į radionuklidų lokalizaciją avarijos PBK baseine metu?
Šio tipo reaktoriuje PBK baseinai yra reaktoriaus apsauginio gaubto išorėje (bet reaktoriaus pastate), tačiau, skirtingai nuo senesnės kartos reaktorių, priimti sprendimai, įvykus sunkiai avarijai, užkirsiantys kelią nelaimės vystymuisi iki tokios stadijos, kaip įvyko Fukushima jėgainėje. Tam be avarinių dyzelinių generatorių numatytas papildomas rezervinis elektros energijos tiekimas, padarytas specialus prisijungimas avariniam aušinančio vandens tiekimui į PBK, išspręsta avarinėje situacijoje galinti iškilti vandenilio dujų nuvedimo problema.
Technologinių (eksploatacijos) procesų metu tikėtinų avarijų scenarijai (projektinės avarijos) įvertinti jėgainės projekte skaičiuojant konkrečių, normaliomis eksploatacijos sąlygomis naudojamų sistemų parametrus.

Ar numatomi ABWR technologijos pakeitimai po Fukushima Daiichi AE avarijos?
Sprendimai bus priimami, kai bus sudarytos galutinės avarijos Fukushima Daiichi jėgainėje ataskaitos - TATENA ir kiekvienos šalies branduolinės priežiūros institucijos nustatys reikalavimus pagal išmoktas pamokas. Kaip pagrindiniai pakeitimai, kurie minimi ir teikiant šią technologiją Lietuvai, yra Japonijos branduolinio reguliatoriaus nurodymai įdiegti mobilius dyzelinius generatorius, įrengti alternatyvius energijos tiekimo šaltinius, atskirai nuo pagrindinių avarinių dyzelinių generatorių, numatyti PBK baseinų papildymą iš išorės. Tokių reikalavimų ar rekomendacijų gali būti ir daugiau, tačiau tai nebus susiję su esminiais technologijos pakeitimais.

Kaip numatyta spręsti ilgalaikio PBK saugojimo klausimus jau veikiančiose jėgainėse su ABWR reaktoriais? Ar jau aišku, kaip ši problema būtų sprendžiama Lietuvoje?
PBK išlaikymo baseinai jėgainėje apskaičiuoti 10 – 12 metų, vėliau branduolinis kuras Lietuvoje tikriausiai bus saugojamas sausojo tipo saugyklose, kurios išsprendžia šią problemą bent 50-čiai metų. Tolimesni PBK saugojimo ar perdirbimo problemos sprendimo būdai bus svarstomi ateityje. Susidarančių radioaktyviųjų atliekų kiekis naujojoje jėgainėje, palyginus su IAE bus mažesnis, dėl to kad tam pačiam kiekiui energijos pagaminti, dėl didesnio sodrinimo bei išdegimo, bus sunaudojama mažiau branduolinio kuro.


Kokios pagrindinės ABWR technologijoje naudojamo reaktoriaus apsauginio gaubto (RCCV) dalys? Kuo ši technologija panaši/skiriasi nuo IAE avarijų lokalizavimo sistemos?
IAE įdiegta avarijų lokalizavimo sistema panaši į ABWR reaktoriuje naudojamą sistemą. Sistemos veikimo principas praktiškai toks pats: įvykus trūkiui reaktoriaus kontūre, garas patenka į kondensacijos baseinus, kur kondensuojasi ir vėsta. Skirtumas šio principo įgyvendinime: IAE suprojektuotos viršutinė ir apatinė garo priėmimo kameros, skirtos priimti garą įvykus trūkiui viršutinėse arba apatinėse reaktoriaus kontūro dalyse, o naujame reaktoriuje tiek avarinio sistemos slėgio mažinimo metu, tiek trūkus pačiam reaktoriui ar kontūro daliai, garas siunčiamas į vieną vandens baseiną (suppression pool), sumontuotą apsauginio gaubto, apimančio visą reaktorių viduje. IAE tokio, visą reaktorių apimančio apsauginio gaubto neturi, todėl ir buvo peikiama. Tačiau IAE veikę RBMK – kanalinio tipo reaktoriai. Todėl galimos avarijos – kanalo (maksimali projektinė avarija - 10 kanalų) trūkio atveju, nebūtų pažeista visa aktyvioji zona, išsiskirtų mažesnis kiekis garo, lyginant su kiekiu įvykus trūkiui korpusinio tipo reaktoriuje. Todėl, atsižvelgus į didelius RBMK matmenis ir mažą poreikį, toks visą reaktorių dengiantis apsauginis gaubtas nebuvo suprojektuotas. Tačiau avarijų lokalizavimo sistema, savotiška ABWR reaktoriaus apsauginio gaubto sistemų dalis, nors ir senoje bei peikiamoje, IAE buvo. ABWR tipo reaktoriaus apsauginio gaubto konstrukcijos pagal storį sulyginamos su PWR tipo reaktorių apsauginių gaubtų konstrukcijomis.

Kokie patobulinimai ABWR reaktoriau apsauginiame gaubte buvo atlikti lyginant su Mark I ir Mark II tipo BWR apsauginiais gaubtais?
ABWR reaktoriaus apsauginis gaubtas evoliucionavo iš Mark II tipo reaktoriaus apsauginio gaubto. Pagrindiniai skirtumai:
  • 30% mažesnis dydis. Mažesnis konstrukcijų kiekis – mažesnė statybos kaina.
  • Karšto kondensato baseino patalpa skirtingai nuo Mark I tipo reaktorių apsauginių gaubtų - stačiakampio žiedo formos, bei skirtingai nuo Mark II tipo yra atskirta betonine perdanga, tam, kad į baseiną nepatektų šiukšlės, galinčios atsirasti eksploatacijos metu, ar remontuojant reaktorių. Tai svarbus patobulinimas, kadangi vanduo iš kondensato baseino naudojamas avariniam reaktoriaus aušinimui, o jame atsiradusios šiukšlės gali kritiniu momentu sugadinti avarinio aušinimo siurblius.
  • Visiškai perdaryta kuro iškrovimo sistema.
  • Reaktoriaus apačioje sumontuotų siurblių ir valdymo strypų aptarnavimui sumontuota besisukanti platforma. Tai vienas iš patobulinimų, skirtų pagal ALARA principą sumažinti apšvitos dozes darbuotojams.
Iš ko susideda ABWR tipo reaktoriaus avarinio aušinimo (ECCS) sistema? Kaip ši sistema patobulinta lyginant su II kartos reaktorių ECCS sistemomis?
ABWR tipo reaktoriaus aušinimo sistema, skirtingai nuo senesnės kartos BWR tipo reaktorių aušinimo sistemų, sudaryta iš trijų nepriklausomų dalių - aukšto slėgio sistemų (HPCF, RCIC), žemo slėgio sistemų (LPFL), bei likutinės šilumos šalinimo sistemų (ADS, kondensato baseino (suppression pool) aušinimas, apsauginio gaubto erdvės aušinimas (containment spray)). Šio tipo reaktoriuje, skirtingai nuo senesnės kartos reaktorių, avarinio aušinimo sistemos užtikrina, kad net išorinio elektros energijos arba maitinančiojo vandens (feedwater) tiekimo sutrikimo atvejais, įvykus bet kokiai avarijai, aktyvioji zona bus išlaikyta po vandeniu. Senesnės kartos reaktoriuose aktyviosios zonos „atidengimas“ (core uncovery), yra galimas įvykis, tačiau aušinimo sistemos užtikrina, kad kuro rinklių temperatūra nepasiektų kritinių temperatūrų, t.y. nebūtų aktyviosios zonos pažeidimo. ABWR reaktoriuje RCIC (reactor core isolation cooling) sistema veikia be papildomo energijos tiekimo, naudodama garą, kuris iškart po sustabdymo dar susidaro reaktoriuje. Be to, pakeista sistemų įsijungimo tvarka – sistemos įsijunginėja nuosekliai, o ne po kelias iš karto, taip operatoriui lengviau sekti sistemų darbą. Avarijos atveju automatinis sistemų darbas užtikrina patikimą situacijos kontrolę net iki 72 valandų be operatoriaus įsikišimo.

Kaip ABWR technologijoje išspręsta likutinės šilumos pašalinimo problema? Kokie patobulinimai atlikti lyginant su II kartos reaktorių technologijomis? Kaip ABWR technologijoje sprendžiama visiško išorinės elektros energijos tiekimo praradimo problema?
Branduolinė energetika nuo kitų rūšių energetikos skiriasi tuo, kad sustabdžius reaktorių (grandininę branduolių dalijimosi reakciją), branduoliniame kure vykstantys radioaktyvieji virsmai lemia šiluminės energijos, vadinamos likutine šiluma, išsiskyrimą. Likutinės šilumos išsiskyrimo galios priklausomybė nuo laiko po reaktoriaus sustabdymo aprašoma Way – Wigner formule:
Čia t – laikas po reaktoriaus sustabdymo (s), T – laikas, kurį reaktorius dirbo iki sustabdymo (s), W0 – reaktoriaus, kuro rinklės ar kuro tabletės (priklausomai nuo to kas skaičiuojama) galia prieš sustabdant. Iš šios formulės matyti, kad paėmus laiką po sustabdymo pvz. 32 s., o T begalybę (reaktorius veikė palyginti ilgai), Wliek/W0=0.032. Vadinasi, praėjus 32 s po reaktoriaus sustabdymo, likutinė šiluminė galia bus @3% reaktoriaus galios. Pavyzdžiui, jeigu reaktorius veikė 4000 MWt galia, po 32 s. nuo sustabdymo išsiskirianti šiluminė galia bus 120 MW. Šios susidarančios šilumos nuvedimui iškart po reaktoriaus sustabdymo ABWR įdiegta autonominė RCIC (Reactor Core Isolation Cooling) sistema. Ji veikia kol reaktorius dar išskiria daug likutinės šilumos – gaminama pakankamai garo. Likutinės šilumos kuriamas garas suka atskirą turbiną, kuri suka aušinimo vandens padavimo siurblį. Turbinoje susikondensavęs garas patenka į kondensato baseiną (suppression pool), iš kurio minėtos turbinos sukamas siurblys vandenį grąžina į maitinamojo vandens kilpą, kuria vanduo vėl nukreipiamas į reaktorių. Šiai sistemai nereikalingas elektros energijos tiekimas taip užtikrinamas sistemos darbas išorinio elektros energijos tiekimo nutrūkimo atveju, bei nesuveikus jėgainės dyzeliniams generatoriams. Parametrams sumažėjus iki tokių, kai RCIC sistema nustoja veikti, likusi šiluma šalinama įsijungus aukšto, o vėliau žemo slėgio aušinimo sistemoms.

Ar tiesa, kad veikiančių jėgainių su ABWR reaktoriais galia yra sumažinta nuo projektinės galios? Kodėl taip yra? Ar yra/bus padaryti patobulinimai?
Modifikavus jėgainių turbinas sumažėjo elektrinė galia, reaktoriaus galia nepasikeitė.

Ar iš apačios įkišami valdymo strypai yra patikimi avarijos metu? Kaip veikia strypų įkišimo mechanizmas ir kaip šis veikimas užtikrinamas avarijos metu visiškai praradus elektros energijos tiekimą?
Valdymo strypų kontrolės sistema sudaryta iš dviejų dalių: elektromechaninės ir hidraulinės. Normalios eksploatacijos metu strypas valdomas žingsniniu elektros varikliu sujungtu su sliekine pavara – varikliui sukant šią pavarą strypas judinamas aukštyn/žemyn. Avarinėje situacijoje įsijungia hidraulinė sistema: pro papildomą liniją į strypo valdymo mechanizmą iš suslėgto vandens rezervuaro tiekiamas vanduo atkabina strypo sliekines pavaros sukabinimo mechanizmo „spyną“ nuo srieginio strypo ir dėl hidraulinės jėgos per 2 – 2,5 sekundes, „netrukdant“ elektromechaniniai strypo valdymo sistemai, įstumia strypą į aktyviąją zoną. Viršutinėje padėtyje, jeigu strypas atkabintas nuo srieginės pavaros, suveikia stabdžiai, panašūs į naudojamus liftuose, neleidžiantys jam kristi žemyn. Atstačius elektros energijos tiekimą prieš tai atkabinta „spyna“ pakyla į savo viršutinę padėtį (tuo metu ten ir yra įvestas strypas), vėl prikabina strypą prie sliekinės pavaros išjungdama stabdžių mechanizmą – valdymas grąžinamas į normalios eksploatacijos režimą.

Kuo ypatinga reaktoriaus korpuse įmontuotų siurblių konstrukcija? Ar jie iš tiesų tokie patikimi?
ABWR aušalo recirkuliacijos sistemą sudaro 10, ratu reaktoriaus korpuse, išdėstytų siurblių. Pagrindinė siurblių sumontavimo reaktoriaus korpuse priežastis, paprastesnė konstrukcija - nėra senesnės kartos BWR reaktoriuose naudotų didelio skersmens išorinių recirkuliacijos kilpų vamzdynų. Tokiu būdu supaprastinta reaktoriaus mechanika, eliminuota didelio skersmens vamzdžio trūkio, sklendės nesuveikimo tikimybė - padidintas sistemos patikimumas. Normaliomis eksploatacijos sąlygomis veikia iki 9 siurblių, 1 visada laikomas rezerve. Vienu metu nebūtinai veikia visi 9 siurbliai, nes šio tipo reaktoriuose galios valdymas atliekamas ne tik valdymo strypais, bet ir reguliuojant siurblių apsukas. Reaktoriui dirbant  70% iki 100% galios ribose, reaktoriaus galios valdymas atliekamas tik siurblių pagalba–(keičiant aušalo srauto debitą pro reaktorių). Sukimosi greitis reguliuojamas keičiant maitinimo įtampą konverteriais. Siurbliai maitinami keturiomis nepriklausomomis elektros linijomis išdėstytomis simetriškai (3, 3, 2, 2 siurbliai), kad būtų užtikrintas tolygus aušalo padavimas į reaktorių sutrikus elektros energijos tiekimui vienoje/keliose  tiekimo linijose. Išorinės elektros energijos netekimo atveju siurblius maitina avariniai dyzeliniai generatoriai. Dėl aukštos temperatūros reaktoriuje, siurblių korpusai aušinami vandeniu, tiekiamu iš valdymo strypų mechanizmo bendros aušinimo ir valymo sistemos. Siurblio korpusas taip pat užpildytas vandeniu - rotorius sukasi vandenyje (nėra sausas). Vandens slėgis siurblio viduje palaikomas aukštesnis už reaktoriaus kontūro slėgį, kad į siurblio vidų nepatektų šiukšlių iš kontūro. Siurblių elektros variklių remontas ir keitimas galimas sustabdžius reaktorių. Keičiant variklį nebūtina iš reaktoriaus išleisti vandens.

Kaip sekasi eksploatuoti keturis dabar veikiančius reaktorius? Ar pastebėti kokie nors projekto trūkumai, kurie bus ištaisyti naujajame projekte?
Kaip ir kiekvieno naujo objekto eksploatacijoje buvo iškilę tam tikrų problemų: minėtos turbinos problemos Hamaoka ir Shika jėgainėse [1], viršprojektinis žemės drebėjimas prie Kashiwazaki-Kariwa jėgainės. Tačiau apskritai ši technologija pasiteisino, todėl jėgainės su ABWR tipo reaktoriais yra statomos  Japonijoje (Shimane, Higashidori, Oma), Taivane (Longmen) ir planuojamos statyti Lietuvoje ir kitur pasaulyje. Rengiant naujus projektus, be abejo atsižvelgiama į eksploatuojant anksčiau statytus reaktorius įgytą patirtį, tačiau kalbėti apie tai, kas konkrečiai bus numatyta Lietuvos projekte - anksti, kadangi šiuo metu dar neprieita iki jėgainės techninio projekto rengimo etapo. Šiame etape, kuris, jeigu bus pasirašytos sutartys, vyks kitais metais, bus numatytos konkrečios projekto techninės detalės atsižvelgiant į eksploatacijos patirtį, reguliatoriaus (VATESI) reikalavimus, elektros energijos perdavimo tinklo specifiką, aikštelės savybes.



Komentarų nėra:

Rašyti komentarą