|
Aktualności
|
|
Informacje
Numery
Numer 8-9/2003
Nie tylko prąd i ciepło lecz również odsalanie - nie tylko na ziemi, ale i na wodzie…
|
|
|
Powstanie i rozwój energetyki jądrowej w Rosji należy rozpatrywać w okresie, kiedy istniał jeszcze Związek Radziecki. To właśnie w Związku Radzieckim w 1954 r. uruchomiono pierwszą w świecie elektrownię jądrową w Obninsku, 105 km na południowy-zachód od Moskwy. Elektrownia ta - jak na obecne warunki - była małym obiektem o mocy zaledwie 5 MWe (moc cieplna 30 MW). Energii cieplnej dostarczał reaktor o konstrukcji kanałowej z moderatorem grafitowym, chłodzony zwykłą wodą, dwuobiegowy. W obiegu pierwotnym woda pod ciśnieniem 10 MPa przepływając przez rdzeń reaktora, odbierała ciepło, temperatura wody na wyjściu z reaktora wynosiła 260-270 st. C. Ciepło to było z kolei przekazywane w obiegu wtórnym w czterech wymiennikach ciepła, gdzie wytwarzana była para o parametrach ciśnienie 1,25 MPa i temperaturze 225-260 st. C.
|
Ponieważ w Obninsku istniał Instytut Atomowy (utworzony w grudniu 1945 r.), gdzie opracowywano i budowano nowe typy reaktorów (reaktory na neutrony prędkie, reaktory napędowe dla okrętów podwodnych czy reaktory zasilające sztuczne satelity), a także szkolono załogi atomowych okrętów podwodnych, cała wytwarzana przez tę elektrownię energia elektryczna była zużywana wyłącznie do zasilania urządzeń i potrzeb własnych Instytutu. Stąd też elektrownię tę trudno jest uznać za komercyjną. Reaktor AM-1 wytwarzał energię elektryczną przez pięć pierwszych lat, po czym był on eksploatowany nadal, ale już jako reaktor badawczy.
W maju 2002 r., a wiec po 48 latach eksploatacji, reaktor AM-1 został całkowicie wyłączony z eksploatacji i przewidziany do dalszego zagospodarowania już jako obiekt muzealny. W oparciu o doświadczenia zebrane na reaktorze AM-1 w latach 1958-63 r. uruchomiono sześć reaktorów podobnego typu, ale o większej mocy tj. 100 MWe w elektrowni Troick na Syberii (obecnie również już nie pracują), które jednak nieco różniły się od prototypu w Obninsku. Mianowicie posiadały one dwa obiegi technologiczne: jeden wodny i drugi parowy, stąd też przyjęło się określać je jako LWGR (Light Water Graphite Reactor). Na bazie reaktora AM-1 z Obninska, w 1964 r. opracowano i uruchomiono reaktory kanałowe drugiej generacji w elektrowni Biełojarsk–1 (100 MWe) i w 1967 r. Biełojarsk–2 (200 MWe). Reaktory te konstruowano z myślą o uzyskaniu jak największej sprawności cieplnej elektrowni, stąd też - podobnie jak w elektrowniach konwencjonalnych - zastosowano w nich przegrzew pary. Parametry techniczne drugiego bloku były następujące: moc cieplna 530 MW, moc elektryczna 200 MW, sprawność brutto 37,4%, ciśnienie pary przed turbiną 9 MPa, temperatura pary 510 st. C, liczba wszystkich kanałów 998 (z czego 266 przeznaczonych do przegrzewu jądrowego), a średnie wzbogacenie paliwa 3%.
Na podstawie doświadczeń zdobytych podczas pracy dwóch reaktorów w elektrowni w Biełojarsku, opracowano nowy typ reaktora energetycznego dużej mocy, tzw. RBMK - 1000 (Reaktor Bolszoj Moszcznosti Kanalnyj) który stał się niejako standardem budowanych kolejnych bloków w ZSRR. Reaktory kanałowe typu RBMK dają możliwość rozbudowy do dużej mocy jednostkowej, nie mają bowiem grubościennego zbiornika ciśnieniowego). Reaktor ten pracuje z jednym obiegiem chłodzenia, typowym dla reaktora wrzącego oraz bez jądrowego przegrzewu pary, z którego generalnie zrezygnowano.
Pierwszy blok tego typu zaprojektowany w 1967 r. uruchomiono w 1973 r. w elektrowni Sosnowy Bór, 80 km na zachód od Leningradu (obecnie Sankt-Petersburg). W kolejno budowanych blokach typu RBMK wprowadzano dalsze zmiany i udoskonalenia, m.in. dodano obudowę ciśnieniową typu mokrego oraz układ awaryjnego chłodzenia rdzenia reaktora, a także zwiększono moc - np. w Ignalinie (obecnie Litwa) uruchomiono dwa bloki o mocy jednostkowej 1500 MWe.
Równolegle do prac związanych z blokami typu RBMK opracowywano reaktory zbiornikowe moderowane i chłodzone zwykłą wodą pracującą pod ciśnieniem, w oznaczeniu rosyjskim WWER (Wodo-Wodianoj Energeticzeskij Reaktor), a więc typu PWR (Pressurized Water Reactor). Pierwszy blok tego typu uruchomiono w 1964 r. w elektrowni Nowoworoneż-1 o mocy 278 MWe. Od tego momentu budowano w b. ZSRR zarówno bloki WWER (dalsze bloki w Nowoworoneżu oraz w elektrowniach Kolskiej, Bałakowskiej i Kalinińskiej) jak i RBMK (dalsze bloki w Sosnowym Borze oraz w elektrowniach Kurskiej i Smoleńskiej). Warto tutaj zaznaczyć, iż elektrownia Kolska była pierwszą elektrownią jądrową, jaka została uruchomiona na dalekiej północy tj. poza Kołem Podbiegunowym – zlokalizowana została nad brzegiem jeziora Imandra, w odległości 15 km od miejscowości Polarne Zorze. Wyposażona w cztery bloki WWER-440 zasila uprzemysłowiony okręg murmański, część energii elektrycznej jest obecnie eksportowana do Finlandii.
O ile na początku przeważały bloki typu RBMK (w 1985 r. było 29, natomiast typu WWER 19) to później przeważały już bloki typu WWER (w 1987 r. pracowało 25 bloków RBMK i 27 bloków WWER).
Z uwagi na to, iż bloki typu WWER są eksploatowane w wielu krajach Europy w tym sąsiadujących z Polską, warto nieco przybliżyć zagadnienia dotyczące stanu ich bezpieczeństwa. Bloki jądrowe pierwszej generacji WWER-440/V-230 zostały opracowane według projektów z lat 60. na podstawie ówczesnych norm i wymagań bezpieczeństwa. Ich system zabezpieczeń zapewnia wymagany poziom bezpieczeństwa przy rozerwaniu rurociągów o średnicy poniżej 100 mm (średnica głównego rurociągu obiegu pierwotnego wynosi 500 mm). Układ awaryjnego chłodzenia rdzenia reaktora ma ograniczoną wydajność z powodu niewielkiego zbiornika zasilającego oraz braku możliwości pracy w recyrkulacji. Projekty bloków drugiej generacji tj. WWER-440/V-213 i WWER–1000/V-338 opracowano znacznie później na podstawie nowych dokumentów bezpieczeństwa instalacji jądrowych. System zabezpieczeń zapewnia wymagany poziom bezpieczeństwa przy rozerwaniu rurociągów o średnicy do 500 mm, a więc nawet w przypadku rozerwania głównego rurociągu obiegu pierwotnego. Ponadto wyposażono je m.in. w pełnosprawny, odpowiadający aktualnym standardom układ awaryjnego chłodzenia rdzenia reaktora, jak również w osobną wieżę likwidacji nadciśnienia awaryjnego.
Projekty trzeciej generacji tj. WWER-1000/V-320 zostały oparte na wymaganiach bezpieczeństwa elektrowni jądrowych stosowanych w praktyce światowej. Np. posiadają one już szczelną obudowę bezpieczeństwa tzw. containment. Zgodnie z zaleceniami organizacji międzynarodowych, którym odpowiadają obecne wymagania krajowe, elektrownie jądrowe muszą spełniać odpowiednie warunki bezpieczeństwa eksploatacji. Elektrownie pierwszej generacji podlegają corocznej analizie pracy i ewentualnie uzyskują zezwolenie na dalszą roczną eksploatację.
|
|
|
|
|
