Feljebb
Bejelentkezés
HU | EN

Paks II. Zrt.

Paks II. Zrt.

Skip Navigation LinksPaks II. Zrt. » Paks II. Zrt. » Paks II. » A jövő » Az új blokkok

Skip Navigation LinksAz új blokkok

 
 
A VVER-1200 (orosz típusjelzése általában AES-2006) reaktorok tervezési alapjául a VVER-1000-es típusok szolgáltak, de a párhuzamosan fejlesztett 600-as típuscsalád sikeres biztonsági megoldásait is alkalmazták. Az 1200 MW villamos teljesítményű blokkok fejlesztésének egyértelmű célja a teljesítmény és a hatásfok növelése, illetve a gyártási/építési költségek optimalizálása révén egy nemzetközileg versenyképes erőműtípus megjelenése volt. A VVER-1200-as blokkok fejlődése párhuzamosan folyt az orosz Atomenergoprojekt két neves tervezőirodájában. Szentpéterváron a MIR-1200 (V-491) típus (Modernized International Reactor), míg Moszkvában az V-392M tervei készültek.
A fejlesztések során elsődleges szempont volt a nukleáris biztonság és a megbízhatóság növelése, amely elengedhetetlen a legújabb, III+ generációs reaktortípusoknál. A gépészeti fejlesztéseken túl az üzemanyag, az építészet és az irányítástechnika területén is jelentős előrelépések történtek, melyek alapján kijelenthető, hogy a MIR-1200 kielégíti a releváns nemzetközi biztonsági követelményeket és műszaki megoldásaival felveszi a versenyt a piac további szereplőivel.
A paksi kapacitás-fenntartás során a szentpétervári tervezésű MIR-1200 (AES-2006 V-491) típus került kiválasztásra, amelynek tervezett üzemideje 60 év.
A VVER-1200 blokkok működése – a jelenleg üzemelő VVER-440 típusú paksi reaktorokhoz hasonlóan – az ún. nyomottvizes technológián alapul. A reaktor aktív zónájában a 162 bar nyomású hűtővíz 300 °C-ról 330 °C-ra melegszik fel. A primerköri hűtővíz a gőzfejlesztőkön keresztül adja át a keletkező hőt a 70 bar nyomású szekunder körbe, ahol gőz keletkezik és a turbinákat a forró gőz hajtja meg.
A 330 tonnás reaktortartály belső átmérője 4,25 méter, magassága több mint 11 méter, jellemző falvastagsága 20 cm. A hideg- és melegági csonkok a zóna fölött helyezkednek el (1. ábra).
A reaktortartály és fő belső szerkezeti egységei.png
 
 1. ábra: A reaktortartály és fő belső szerkezeti egységei (Forrás: rosatom.ru/en,
Page 14)
 
(1- in-core neutron detektorok, 2- felső blokk, 3- védőcső blokk, 4- zónakosár, 5- zónapalást, 6- acélminták az ellenőrző programhoz, 7- aktív zóna, 8- reaktortartály)
Az aktív zónában 163 kazetta található, egy kazetta 533 kg UO2 üzemanyagot tartalmaz. A kazetták hatszög keresztmetszetűek, egy kazettában 312 db fűtőelem-pálca van. A kazettát nem veszi körül zárt kazettafal. A szabályozó rudak a kazetták belsejében helyezkednek el. A 18 db szabályozó rúd egy közös meghajtóval irányított ún. klaszterben mozog a kazettán belüli megvezető csövekben. A fűtőelemek burkolata nagyon jó korrózióállósággal rendelkező, 1% nióbiumot tartalmazó cirkónium ötvözetből készül.
A reaktor a 850 mm átmérőjű hideg- és melegági csővezetékeken keresztül négy vízszintes elrendezésű gőzfejlesztőhöz csatlakozik (2. ábra), ezek belső átmérője 4,2 m.
 
A primer kör fő elemei.jpg
2. ábra: A primer kör fő elemei
(Forrás: iaea.org, Page 24)
(1 – reaktortartály, 2- gőzfejlesztő (4 db), 3- térfogatkiegyenlítő, 4- fő keringtető szivattyú (4 db), 5- hidroakkumulátor (4 db)
A gőzfejlesztő primer oldalán 10978 db vízszintes csőben áramlik két kollektor között a reaktorban felmelegedett hűtőközeg. A szekunder oldalra betáplált hűtővíz a vízszintes tartályban forr fel és a gőzkollektoron távozik a turbinák felé - egy-egy gőzfejlesztőből óránként 1602 tonna gőz lép ki. A primer kör fontos eleme egy 55 m3-es nyomástartó berendezés, az ún. térfogatkiegyenlítő, amely a primerköri nyomás szabályozásának elengedhetetlen eszköze a nyomottvizes reaktorokban. A négy primerköri hurokban a hőhordozó áramoltatását egy-egy fő keringtető szivattyú biztosítja. A MIR-1200 fő keringtető szivattyúinak működtetéséhez nincs szükség olajra, vízzel oldják meg a kenésüket és hűtésüket.
Az új blokkokban a reaktor és a primer kör egy kettősfalú védőépületen (konténmenten) belül helyezkedik el. Itt találhatóak az üzemzavari biztonsági rendszerek is. A külső, 50 méter átmérőjű épület védi a berendezéseket a külső veszélyekkel szemben. A belső konténment egy 44 m belső átmérőjű hengeres alapterületű épület, amelyet felül egy félgömb zár le. A hengeres rész magassága 44,6 m. A fal vastagsága a hengeres részen 1,2 m, míg a felső félgömb héj 1 m vastagságú. Az előfeszített betonból készített falakat belülről 6 mm vastag acél burkolat fedi le, ami megakadályozza a szivárgásokat.
A MIR-1200 konténmentjének metszete.png
3. ábra: A MIR-1200 konténmentjének metszete
(Forrás: Saint Petersburg Institute, Page 36)
A belső konténment hermetikusan elzárja a környezettől a radioaktív anyagokat tartalmazó primer kört. A külső és belső fal közötti légtérből folyamatos légelszívás történik szűrőkön keresztül. A konténmentbe vezető ajtók zsilipszerűen működnek és hermetikusan záródnak.
Aktív biztonsági rendszerek
Az üzemzavarok kezelésére a MIR-1200 több aktív (elektromos betáplálást igénylő) rendszerrel rendelkezik. Ezeknek a rendszereknek a többsége négy párhuzamos, egymástól fizikailag elkülönített és egymástól független ággal rendelkezik, amelyek közül egy is elegendő az adott védelmi funkció ellátására. A MIR-1200 legfontosabb aktív biztonsági rendszerei a következők:
  • A nagynyomású üzemzavari hűtőrendszer hűtőközegvesztéses üzemzavarok során táplál bórsavas vizet a primer körbe.
  • A kisnyomású üzemzavari hűtőrendszer a nagy átmérőjű primerköri csövek törésével kezdődő hűtőközegvesztéses üzemzavarok esetén lép működésbe.
  • Az üzemzavari vészbórozó rendszer magas bórsav-koncentrációjú hűtőközeget juttat a térfogatkiegyenlítőbe primer-szekunder átfolyások esetén, illetve a reaktorba a szubkritikus állapot biztosítására, ha a biztonságvédelmi rendszer nem működne.
  • A sprinkler rendszer a konténment légterébe fúj be porlasztókon keresztül hideg vizet, ezzel elősegíti a konténmentben található gőz kondenzációját, a légtér lehűlését és nyomásának csökkenését.
  • Alacsony és magas bórsav-koncentrációjú víztároló rendszer, amely a reaktor minden üzemállapotában biztosítja a bórsav utánpótlást.
  • A maradványhő elvitelre szolgáló rendszer a primer körhöz csatlakozik és leállási üzemzavarok során megakadályozza, hogy a primerköri hőhordozó túlmelegedjen.
  • A primerköri túlnyomásvédelmi rendszer a nyomástartóból gőzt enged ki a buborékoltató tartályba, ha a primerköri nyomás valamilyen okból a megengedett érték fölé növekedne.
  • Az üzemzavari gázeltávolító rendszer a gőz-gáz keveréket szállítja el a primerköri hűtőközegből (a reaktorból, a nyomástartóból, valamint a gőzfejlesztő kollektorokból). Ezen kívül a tervezési, valamint azon túli üzemzavarok során részt vesz a primerköri nyomáscsökkentésben is.
  • Az üzemzavari tápvízrendszer a gőzfejlesztők tápvíz utánpótlását biztosítja olyan tervezési üzemállapotokban, amikor a normál és a kiegészítő tápvízrendszer nem áll rendelkezésre.
  • A szekunderköri nyomáscsökkentő rendszer a szekunder kör nyomásának túlzott mértékű emelkedése ellen véd, a gőzvezetékekből enged ki friss gőzt.
  • A főgőzvezeték izoláló rendszer a gőzfejlesztők kizárását biztosítja olyan üzemzavari helyzetekben, amikor szükség van a gőzfejlesztők gyors és megbízható szekunder oldali lokalizálására.
Üzemzavarok esetén az aktív biztonsági rendszereket dízelgenerátorok látják el villamos energiával, ezekből szintén négy áll rendelkezésre egy blokkon.
 
Passzív biztonsági rendszerek
Az aktív biztonsági rendszerek mellett – a többi harmadik generációs atomerőmű típushoz hasonlóan – a MIR-1200 is számos passzív biztonsági rendszert tartalmaz. Ezek közös jellemzője, hogy működésükhöz nem igényelnek emberi beavatkozást és külső energiaforrást, funkciójuk teljesítését egyszerű fizikai folyamatok biztosítják. Üzemzavari esetben a reaktor és a primer kör hosszú idejű hűtése operátori beavatkozás nélkül is megoldott. Az aktív zóna hűtését aktív üzemzavari hűtőrendszerek mellett négy darab hidroakkumulátor biztosítja. Ezekből a tartályokból a vízszint feletti gáztérben található nagynyomású nitrogénpárna juttatja a hűtővizet a reaktorba.
További passzív biztonsági rendszer a primer kör és a konténment hosszú távú baleseti hűtését biztosító passzív hőelvonó rendszerek, ezek részletes leírása a következő pontban olvasható.
 
Súlyos balesetek kezelése
A harmadik generációs reaktorokat úgy tervezik, hogy azokban megfelelő eszközök álljanak rendelkezésre a súlyos balesetek kezelésére is.
A maradványhő elvitelére két olyan passzív rendszer is rendelkezésre áll, amelyek súlyos balesetek esetén kerülnek előtérbe. Az egyik a gőzfejlesztőkből, a másik a konténmentből szállítja el a hőt. Négy-négy párhuzamos ágból állnak, melyekben természetes cirkuláció biztosítja az áramlást. A gőzfejlesztők passzív hűtésére az aktív hűtőrendszerek üzemképtelensége esetén lehet szükség. Ha a konténment légterének hűtésére tervezett aktív sprinkler rendszer nem működik, akkor a passzív hőelvitel gondoskodik arról, hogy a védőépület belső nyomása ne érje el azt az értéket, ami az épület épségét veszélyeztethetné. A passzív rendszerek 72 órán keresztül képesek minden külső beavatkozás nélkül is megakadályozni a zónasérülést, megfelelő működésüket számos kísérleti berendezésen végzett vizsgálat igazolja.
Egy esetleges zónasérülést követően, a cirkónium-vízgőz reakció következtében keletkező hidrogén veszélyeztetheti a konténment épségét. A Pakson felépülő erőműben a belső konténment felső részében elhelyezett passzív autokatalitikus rekombinátorok akadályozzák meg a robbanásveszélyes állapot kialakulását.
A zónaolvadás következményeinek csökkentésére egy ún. olvadékcsapdát alakítottak ki. Ez egy olyan speciális tartály, amit a reaktorakna aljában, a reaktortartály alatt helyeznek el (4. ábra) és amennyiben a zóna megolvadása után a reaktortartály is megsérülne, akkor a zónaolvadék ebbe jut.

 

Olvadékcsapda.png

 

 4. ábra: Olvadékcsapda (Forrás: Saint Petersburg Institute, Page 17)
 
(1: a konténment alaplemeze, 2: reaktortartály, 3: betonakna, 4: beton tartószerkezet, 5: hűtőközeg belépés, 6: hűtőközeg kilépés, 7: gyűrűkamra a csapda körül, 8: olvadékcsapda, 9: védőlemezek, 10: hőszigetelés, 11: léghűtésű csatornák, 12: hőszigetelés, 13: alsó tartólemez)
A tartályban alumínium- és vas-oxid tartalmú kerámia van, ami alkalmas arra, hogy a zónaolvadékkal keveredjen. A keveredés eredményeként az olvadék anyagi jellemzői megváltoznak, az olvadék felhígul, csökken az egységnyi térfogatban fejlődő maradványhő. A kerámiába gadolíniumot is adagolnak, ami elnyeli a neutronokat és ezzel növeli az olvadék szubkritikusságát. Az olvadékcsapda acéltartályát kívülről vízzel hűtik. Ezzel az ún. száraz csapda megoldással megakadályozható, hogy az olvadék az alaplemez betonjával kölcsönhatásba lépjen. Az olvadékcsapda alkalmazásával csökkenthető a hidrogénfejlődés és a radioaktív hasadási termékek kikerülése a zóna törmelékből.
 
Külső veszélyek elleni védettség
A tervezés során nagy hangsúlyt fektettek a külső eseményekkel szembeni védettség biztosítására. Az alkalmazott megoldásoknak köszönhetően a típus a természeti csapások mellett a legfontosabb emberi eredetű veszélyekkel szemben is megfelelő védettséggel rendelkezik:
  • Az erőművet úgy tervezték, hogy ellenáll a földrengésnek, ha annak maximális szabadfelszíni vízszintes gyorsulása nem haladja meg a 0,25 g értéket.
  • Az atomerőmű biztonsági berendezéseinek tervezésekor figyelembe vettek egy esetleges külső robbanást követő lökéshullámot is.
  • A kettősfalú konténmentet úgy tervezték, hogy el tudja viselni egy nagyméretű repülőgép rázuhanását is.
  • Képes elviselni az akár több méter vastag nedves hótakaró miatt kialakuló hónyomást.
  • A biztonsági berendezések ellenállnak az extrém környezeti hőmérsékletnek, nagyerősségű szélnek, tornádónak.
 
(Forrás: Nukleon 2014. március VII. évf. (2014) 152, http://nuklearis.hu/sites/default/files/nukleon/Nukleon_7_1_152_Hozer.pdf)