6. Slovensko a nové typy JE

Energetická koncepcia Slovenska bola stanovená v roku 1993 a inovovaná na jeseň 1995. V súčasnosti sa pracuje na jej ďalšej aktualizácii. Vývoj celkovej spotreby elektrickej energie na Slovensku sa vzhľadom na recesiu hospodárstva v rokoch 1998-1999 pohybuje v blízkosti krivky nízkeho scenára (viď obr.6.1 a 6.2).

Obr.6.1. Vývoj celkovej spotreby elektrickej energie na Slovensku

Obr.6.2. Odhadovaný podiel jednotlivých typov elektrární na výrobu elektrickej energie

V súčasnosti je vo svete 437 prevádzkovaných blokov JE. Celková ročná spotreba jadrovej elektriny je v súčasnosti vyššia ako všetka elektrina vyrobená v r. 1958 zo všetkých zdrojov. Jadrový podiel na výrobe elektriny vo svete v roku 1998 zostal na 17%, pričom 17 krajinách sa na jadrovú energiu spoliehali viac ako štvrtinou pri pokrytí celkovej potreby elektriny. Vo výstavbe bolo v roku 1998 36 blokov v 14 krajinách, hlavne v Ázii. Väčšina európskych krajín vzhľadom na odpor ochranárskych organizácií (a možné politické otrasy) kráčajú najmä cestou predlžovania životnosti a zvyšovania výkonu existujúcich zariadení.

Vývoj vo svete smeruje ku štandardizácii postupov i technológií. Z ekonomického hľadiska je v súčasnosti podiel nákladov na vyvinutie nového typu JE natoľko vysoký, že je tento typ ekonomicky návratný až vtedy, ak sa vybudujú viaceré bloky rovnakého konštrukčného typu. Hlavnou položkou v tomto cenovom náraste sú nové bezpečnostné systémy niekoľko násobne zvyšujúce jadrovú i prevádzkovú bezpečnosť zariadenia. Najvýznamnejšou oblasťou sú opatrenia a systémy vedúce k zníženiu koeficientu tavenia aktívnej zóny (vychádzajúc z aplikácie pravdepodobnostného prístupu hodnotenia bezpečnosti) a riešenie situácií v prípade ťažkých havárií.

S ohľadom na európsku integráciu a približovanie legislatívnych predpisov vychádzajúcich z doporučení a guidov MAAE, sú nové typy reaktorov koncipované tak, aby vyhovovali všetkým podmienkam bezpečnosti a kvality v každej krajine sveta. Vzhľadom na európsku príslušnosť a skúsenosti, či už s východoeurópskymi alebo západoeurópskymi firmami sme sa v predloženej práci zamerali na nové typy reaktorov PWR, komerčne nazvané EPR (Framatome + Siemens) a VVER-640 (Atomenergoexport). Ďalší nádejný projekt SWR-1000 firmy Siemens sme sa rozhodli neuvažovať (hoci s technického hľadiska je veľmi zaujímavý), nakoľko ide o varný typ reaktora.

Požiadavka vysokej jadrovej a prevádzkovej bezpečnosti slovenských JE je logická a venuje sa jej najvyššia priorita. Slovensko má bohaté skúsenosti s prevádzkou jadrovo-energetických zariadení a dobrý odborný kredit získaný hlavne vďaka kvalifikovanému prispôsobovaniu ruských zariadení západoeurópskym bezpečnostným štandardom (viď dokončenie EMO a postupná rekonštrukcia EBO V-1). Odborníci zo Slovenska sú pravidelne prizývanými do expertných skupín, zaoberajúcimi sa posudzovaním jadrovej bezpečnosti JE.

Hoci slovenské výskumné a vývojové organizácie pravdepodobne ani v budúcnosti nebudú navrhovať nové typy reaktorov, nebude na škodu, ak sa s vybranými typmi reaktorov zoznámi aj širšia odborná verejnosť.

Z nových typov reaktorov sme sa zamerali len na dva najnovšie typy tlakovodných reaktorov, o ktorých stavbe v európskych krajinách (Francúzsko, Rusko) sa aktuálne uvažuje v budúcich rokoch.

6.1. Európsky tlakovodný reaktor

6.1.1. Úvod

Európsky tlakovodný reaktor (EPR) bol vyvinutý v spolupráci Francúzska a Nemecka na základe zmluvy medzi spoločnosťami Framatome, Siemens KWU a EdF-CNEN. Na začiatku spolupráce spoločne definovali požiadavky na smerovanie vývoja EPR, ako koncepcie budúcej generácie jadrových elektrární vychádzajúcej z osvedčených tlakovodných reaktorov a najnovších poznatkov. Základnými východiskami sa stali:

· preferovanie vývojovej koncepcie vychádzajúcej z praktických prevádzkových skúseností,

· jednoznačné zvyšovanie bezpečnosti, zamerané najmä na zníženie pravdepodobnosti tavenia aktívnej zóny reaktora a zvýšenie pevnosti kontainmentu v prípade nehody,

· prísnejšie prevádzkové podmienky a limity týkajúce sa:

· radiačnej ochrany,

· údržby,

· vplyvu ľudského faktora.

Projekt EPR má charakter zdokonalenej koncepcie reaktora typu PWR, v ktorom boli implementované niektoré revolučné technické riešenia pre maximálne možné zvýšenie bezpečnosti prevádzky jadrových elektrární Ťažisko spočíva v zabudovaní čo najväčšieho množstva inherentných prvkov bezpečnosti.

Práce na EPR sa postupne rozbiehali od roku 1993. Koncom roka 1997 bola dokončená základná vývojová fáza a všetky informácie potrebné pre predbežné bezpečnostné a spoľahlivostné analýzy boli skompletované a spracované. V súčasnosti je projekt EPR je pripravený na ponuku na medzinárodnom trhu.

6.1.2. Základné technické charakteristiky EPR

Tabuľka 6.1. Porovnanie základných technických parametrov EPR s reaktormi typu PWR, z ktorých vývojovo najviac čerpal

Type Jadrovej elektrárne	N4 (Framatome)	KONVOI (Siemens)	EPR
Tepelný výkon (MWth)	4250	3850	4900
Elektrický výkon (MWe)	1475	1400	1750
Počet slučiek PO	4	4	4
Počet palivových kaziet v AZ	205	193	241
Spôsob usporiadania paliva v AZ	(17x17), -25	(18x18), -24	(17x17), -25
Aktívna dĺžka paliva	427	390	420
Celková dĺžka palivových kaziet	480	483	480
Lineárne výkonové zaťaženie palivového prútika (W/cm)	179	163	178,6
Počet regulačných kaziet	73	61	89
Prietok chladiva cez AZ (kg/s)	19714	18800	23148
Teplota na výstupe z reaktora (°C)	329,1	324,5	330,2
Teplota na vstupe do reaktora (°C)	292,1	292,5	292,8
Teplovýmenná plocha PG (m^2)	7308	5400	8171
Tlak pary (bar)	72,5	64,5	74,6

6.1.3. Aktívna zóna reaktora

Aktívna zóna EPR obsahuje 241 palivových kaziet (typ 17x17) s maximálnym obohatením 4,9 % ²³⁵U. Pre zvýšenie vyhorenia sa uvažuje s použitím vyhorievajúceho absorbátora. Vyhorenie dosahuje hodnoty okolo 60 000 MWdní/tHM. Regulačné kazety umožňujú použite až 50 % MOX paliva v aktívnej zóne. Dĺžka palivovej kampane je 24 mesiacov. Použité sú plne absorbujúce riadiace tyče (black rods), ktoré sú vytiahnuté mimo aktívnej zóny a len časť kaziet je použitých na reguláciu výkonu. Celková pravdepodobnosť tavenia aktívnej zóny reaktora je menšia ako 10^-5 na rok.

6.1.4. Prevádzkové charakteristiky

Prevádzka jadrovej elektrárne typu EPR je odporúčaná v rozmedzí 60 až 100 % nominálneho tepelného výkonu.

· Plánovaná životnosť elektrárne je minimálne 40 rokov (60 rokov pre nevymeniteľné časti).

· Priemerná prevádzkyschopnosť je > 89 % (OF-faktor).

· priemerné plánované odstávky < 35 dní/rok

· priemerné neplánované odstávky < 5 dní/rok

6.1.5. Zaistenie bezpečnostných systémov

Bezpečnostné systémy sú rozdelené do štyroch nezávislých trás, ktoré sú umiestnené v oddelených častiach budov v dôsledku minimalizovania interných rizík. Tento princíp je použitý u elektrických, riadiacich a kontrolných častí ochranných systémov. Pre EPR sú použité štyri nezávislé vetvy a je rešpektované kritérium n+2, čo znamená: tieto systémy splňujú svoju úlohu aj pri výpadku prvej a nezapracovaní druhej vetvy. S touto schopnosťou, za predpokladu štvorvetvovej koncepcie, bude možné uskutočňovať preventívnu údržbu počas prevádzky jadrovej elektrárne. V čase prevádzky je zaťaženie servisného personálu malé a práca môže byť vykonaná bez hrozby predčasného odstavenia reaktora. Toto je dôležité najmä pre opravy núdzových dieselových generátorov.

Pre niektoré bezpečnostné systémy len s dvomi trasami (napr. chladenie bazénu výmeny paliva) sú určené špeciálne podmienky.

Obr.6.3. Koncepcia šírenia a stabilizácia pri tavení aktívnej zóny reaktora

6.1.6. Hermetickosť kontainmentu

U kontainmentu musí byť počas prevádzky zabezpečená tesnosť. Ventilačný systém kontainmentu je vybavený chladiacim systémom vzduchu a zariadením na filtrovanie aerosolov.

6.1.7. Vychladenie primárneho okruhu

Po odstavení reaktora je primárny okruh najskôr vychladzovaný cez parný generátor a až následne, pomocou reziduálneho chladiaceho systému kombinovaného s LHSI systémom. Čas potrebný na vychladenie pomocou týchto systémov na teplotu, kedy je možné rozhermetizovať tlakovú nádobu reaktora je dlhší a je to cesta, kde môže dôjsť k poruche. Na zvládnutie rizika baypassu kontainmentu počas dochladzovania reaktora sa použijú len slučky 1 a 4 s teplotou > 100°C. Zníženie času vychladenia pod 100°C na slučkách 2 a 3 je použiteľné dodatočne. Toto je dôležitý fakt, pretože všetky LHSI trasy boli vybavené s nasávacím vedením na horúcich nátrubkoch primárneho okruhu.

6.1.8. Radiačná ochrana personálu

Návrh plánu radiačnej ochrany personálu v prípade EPR neuvažuje s prekročením kolektívnej dávky 0,75 manSv/rok, pričom sa berie do úvahy rutinná údržba a štandartné servisné prehliadky. Cieľom je vybudovanie primeranej ochrany personálu, prichádzajúceho do styku s potrubnými vedeniami. Dôležitý je vhodný výber konštrukčných materiálov. Obsah kobaltu v rúrkach parogenerátora musí byť prísne limitovaný, prípadne sa osvedčený konštrukčný materiál nahrádza materiálom bez obsahu kobaltu.

6.2. Tlakovodný reaktor stredného výkonu VVER-640/V407

6.2.1. Strategické pozadie vývoja VVER-640/V407

Po Černobyľskej katastrofe bolo plánovanie, vývoj a výstavba nových JE v Rusku najskôr zatlačené do úzadia. Dnes sa ruská vláda opäť zaujíma o ďalší rozvoj jadrovej energetiky. Podľa prognóz MINATOM-u [1] majú byť do r. 2010, ak to dovolí finančná situácia, vybudované nové JE s celkovým výkonom 12 ÷ 18 GW. Avšak ak by mal zostať zachovaný iba súčasný výkon JE, tak do r. 2010 musia byť nahradené staré bloky, ktoré budú vyradené z prevádzky, novými s celkovým výkonom 8,4 GW. Popri vývoji nových koncepcií, má byť urýchlene dokončená výstavba už budovaných zariadení typu VVER-1000/V320.

Aj napriek už vyvinutým koncepciám reaktorov s veľkou perspektívou na realizáciu, v Rusku prebieha ďalší vývoj v súčasnosti už prevádzkovaného typu VVER-1000/V320. Tento vývoj spočíva v troch koncepciách (Tab. 2), z ktorých najpokročilejšia je koncepcia typu VVER-640/V407. Pre výstavbu zariadenia tohoto typu boli vybrané dve lokality:

· v Sosnovom Bore pri Petrohrade a

· v lokalite Kola-2.

V prvom prípade, v lokalite Sosnovy Bor, sa už začalo s výstavbou.

Základy bezpečnostného systému tohoto nového zariadenia sú dané ruským predpisom OPB-88 [2] všeobecného bezpečnostného zákona a smernicami PBYa RU AS-89 [3], ktoré obe boli schválené úradom GOSATOMNADZOR a uvedené do platnosti v r. 1990. Tieto predpisy stanovujú viacstupňový systém zaistenia bezpečnosti. Požaduje splnenie bezpečnostných kritérií podkritičnosti, chladenia aktívnej zóny (AZ), dlhodobého odvodu zbytkového tepla a zabránenia úniku rádioaktívnych látok bariérovým systémom. Základné pravidlá a kritériá týchto predpisov sú sčasti veľmi podobné návrhom bezpečnostných kritérií pre nové typy reaktorov [4,5] spoločne vyvíjaných v Nemecku a Francúzku, ako aj najnovším dodatkom nemeckého atómového zákona [6]. Dodržaním orientačnej hodnoty pravdepodobnosti veľkých únikov menšej ako 10^-7 na reaktor rok bude prakticky vylúčená potreba evakuácie obyvateľstva okrem ohraničených priestorov v lokalite elektrárne.

6.2.2. Technický popis - Základné princípy VVER-640/V407

Reaktor typu VVER-640/V407 je koncipovaný ako pokročilý pasívny typ. Koncepcia V407 je založená na vylepšenej konštrukcii zariadení typu V-1000 a predošlého typu VVER-440, podobne na rovnakých materiáloch bezpečnostných komponentov a potrubí, rovnakej konštrukcii primárneho okruhu (PO) s tlakovou nádoby reaktora (TNR) a nad sebou umiestnenými austenitickými hlavnými cirkulačnými potrubiami, horizontálnych parogenerátoroch (PG) a na kombinovanom havarijnom napájaní studených a horúcich vetiev z akumulátorov umiestnených v hornej časti budovy reaktora. Vývoj koncepcií vychádzajúcich z typu V320 je uvedený v tab. 6.2. Okrem toho boli brané do úvahy aj prevádzkové skúsenosti, najmä v oblasti pracovných materiálov na sekundárnej strane.

Okrem uvedeného bol uskutočnený celý rad významných bezpečnostno-technických vylepšení a naviac V407 obsahuje nové pasívne zariadenia bezpečnostného systému.

Tabuľka 6.2. Nové ruské koncepcie reaktorov založené na VVER-1000/V320.

Parameter	VVER-1000/V413	VVER-1000/V410	VVER-640/V407
Elektrický výkon [MW]	1000	1100	640
Systém reaktora	Modifikovaný variant V320	veľmi modifikovaný variant V320	veľmi modifikovaný variant V320
Bezpečnostný systém	Aktívny so zosilnenou redundanciou	aktívny a pasívny	aktívny a pasívny
Bezpečnostná obálka	Dvojvrstvový betónový kontainment: vnútorná vrstva- predpätý betón, vonkajšia vrstva- železobetón		dvojvrstvový kontainment: vnútorný- oceľ, vonkajší- betón
Lokality pre prvovýstavbu	Lianyungang (Čína)	Novovoronež	Sosnovy Bor (pri Petrohrade), Kola-2
Vyvinul	AEP Petrohrad, ODE-GP, RRC KI, spolupráca s IVO Int.	AEP Moskva, ODE-GP, RRC KI	AEP Petrohrad, ODE-GP, NITI, RRC KI, spolupráca so Siemens

6.2.3. Popis prevádzkových princípov

Reaktor typu VVER-640/V407 je tlakovodný reaktor moderovaný a chladený ľahkou vodou s tepelným výkonom 1800 MW pri elektrickom výkone 640MW. Koncepcia naviac umožňuje odvedenie úžitkového tepelného výkonu až do 290 MW. Tlak a teplota chladiva je pri normálnej prevádzke podobná ako pri VVER-1000/V320 alebo pri nemeckom DWR 1300. (Tabuľka 6.3 - hodnoty vybraných prevádzkových parametrov)

Na Obr.6.4. je uvedený rez budovou reaktora s vyznačenými hlavnými komponentmi. TNR je zhotovená z nízkolegovanej feritovej ocele vystlaná viacerými vrstvami. Rozmery TNR sú veľmi podobné rozmerom reaktora typu VVER-1000 a preto aj relatívne veľké pre daný výkon. AZ pozostáva zo 163 hexagonálnych kaziet obsahujúcich 293 palivových prútikov, 1 centrálny prútik a 18 vodiacich rúrok pre riadiace tyče. V AZ je navrhnutých 121 regulačných článkov, presne dvojnásobok ako pri VVER-1000. Aktívna dĺžka je 3,53 m, rovnako ako pri VVER-1000.

PO pozostáva zo 4 hlavných chladiacich okruhov, každý s 1 PG a jedným hlavným cirkulačným čerpadlom (HCČ). Uzavreté hlavné primárne potrubia (f_VNÚT = 620 mm) sú vyrobené z austenitickej ocele, rovnako ako časti PG omývané primárnym médiom vrátane ich výhrevných rúrok a puzdier HCČ.

Rozmery kompenzátora tlaku a objemu (KO) zodpovedajú zariadeniam typu VVER-1000 a preto sú pre zariadenie V407 relatívne veľké. KO je vybavený jedným uzatvoriteľným regulačným prepúšťacím ventilom a dvomi poistnými ventilmi, ktoré ústia do zásobníka chráneného pretlakovou membránou. PG sú ako pri všetkých zariadeniach typu VVER tvorené ležiacimi nádržami s horizontálne vedúcimi zväzkami výhrevných rúrok z austenitickej ocele v tvare U. Hlavnými pomocnými systémami PO sú systémy regulácie objemu chladiva a pomocný systém zabezpečenia kvality vody, drenážny systém a odplyňovacie zariadenie.

K hlavnému napájaciemu systému patrí napájacia nádrž s relatívne vysokým pracovným tlakom (1,3 MPa) a 3 hlavné napájacie čerpadlá využité elektricky na 50%. Pomocný napájací systém obsahuje 2 pomocné napájacie čerpadlá využité elektricky na 100% pre spúšťanie a odstavovanie, ktorých napájanie je pri výpadku vnútorného a vonkajšieho zaistenia vlastnej spotreby a oboch blokových dieselgenerátorov (po 6,3 MW) zabezpečené dvoma núdzovými dieselgenerátormi (po 1 MW). Pomocou kolektoru možno každým hlavným alebo pomocným napájacím čerpadlom napájať ktorýkoľvek zo 4 PG. PG má vždy jeden spoločný prívod pre napájanie hlavnou a pomocnou napájacou vodou.

Systém čerstvej pary pozostáva hlavne zo 4 PG, potrubných vedení a z bezpečnostných a regulačných zariadení. Na každom potrubnom vedení čerstvej pary sú 2 vlastným médiom riadené poistné ventily ešte v kontainmente. Mimo kontainment sa nachádzajú 4 prepúšťacie ventily BRU-A a tok pary smeruje ďalej k dvom po sebe spúšťaným rýchlozáverným armatúram, pričom za každou z nich sú prepojenia k štvorvetvovej prepúšťacej stanici BRU-K a dvojvetvovej redukčnej stanici vlastnej spotreby. Posledne uvedená môže odviesť paru do dvoch technologických kondenzátorov a pri plánovaných odstávkach byť použitá pre odvod tepla.

Turboagregát pozostáva z turbíny s 1 vysokotlakou a 2 dvojprúdovými nízkotlakými časťami. Rúrková inštalácia kondenzátorov turbín je vyrobená z titánu. Rúrková inštalácia ohrievača napájacej vody je vyrobená z chrómovej ocele.

Blok ďalej obsahuje oddelené vodné chladiace systémy pre chladenie kondenzátorov turbín, pre technologické potreby, ako sú klimatizácia a pomocné zariadenia, pre chladenie turboagregátu a bezpečnostných zariadení. Posledne uvedené sú chladené cez oddeľovací medziokruh.

Obr.6.4. Rez budovou reaktora s vyznačenými hlavnými komponentmi

Tab.6.3. Vybrané prevádzkové parametre zariadenia typu VVER 640/V407

Prevádzkový parameter		Hodnota
Celkové ukazovatele
	tepelný výkon	1800 MW
	elektrický výkon	640 MW
	čistá účinnosť	33,3 %
Reaktor
	počet palivových kaziet	163
	merný výkon AZ	65,4 MW/m^3
	priemerné vyhorenie paliva	40,4 MWd/kgU
Primárny okruh
	tlak v PO	15,7 MPa
	teplota na vstupe do reaktora	293,9 °C
	na výstupe z reaktora	323,3 °C
	počet slučiek	4
Sekundárny okruh
	tlak pary na výstupe PG	7,6 MPa
	teplota pary na vstupe do turbíny	277,9 °C
	tlak pary na vstupe do turbíny	6,9 MPa
	suchosť pary min.	0,995
	typ turbíny	K-600-6.9/50
	otáčky turbíny	3000 min^-1
	výkon turbíny	640 MW
	možná dodávka tepla	290 Gcal/h
	tlak v kondenzátore	5,0 kPa
	merná spotreba tepla	9970 kJ/kWh
Generátor
	typ	T3B-640-2Y3
	výkon	645 MVA
Plánovaná životnosť
	celého zariadenia	50 rokov
	TNR	60 rokov

6.2.4. Popis základných bezpečnostno technických princípov

Už pri projektovaní zariadenia typu VVER-640/V407 bolo vo väčšej miere prihliadané k zaisteniu bezpečnosti ako tomu bolo pri zariadeniach typu VVER v tom čase už prevádzkovaným. Tomuto zodpovedá okrem iného nižší merný výkon AZ, nižšia fluencia neutrónov na stenu TNR, väčší objem chladiva, väčší objem KO, väčší počet absorbčných tyčí, zvýšená hodnota pH vody v PO aj sekundárnom okruhu (SO) pri použití tomu primeraných materiálov SO, konštrukcia upchávok HCČ, umiestnenie turboagregátu voči budove reaktora, konštrukcia budovy reaktora zohľadňujúca vonkajšie vplyvy a eliminácia možnosti vzniku požiarov, napr. nahradenie vodíkového chladenia generátora vodným.

Prevádzkové stavy reaktora sú rozdelené do štyroch úrovní: (1) normálna prevádzka, (2) odchýlky od normálnej prevádzky, (3) projektové havárie, (4) nadprojektové udalosti. Spektrum uvažovaných projektových stavov bol oproti dovtedy prevádzkovaným zariadeniam a ich uvažovaným rozsahom do značnej miery rozšírený. Pre každú zo 4 úrovní boli stanovené rôzne hraničné hodnoty dávok. Tieto svojim účelom a rozsahom zodpovedajú súčasným medzinárodným odporúčaniam a sú porovnateľné aj so závermi diskusií v Nemecku.

Bezpečnostná obálka pozostáva z vnútornej oceľovej škrupiny, ktorá bráni úniku aktivity, a z vonkajšej vrstvy z predpätého betónu na ochranu pred vonkajšími vplyvmi. Medzi oboma vrstvami sa nachádza medzera. Táto koncepcia bola navrhnutá preto aby ochrana pred vonkajšími vplyvmi a ochrana pred únikom aktivity boli rozdelené do dvoch zariadení, ako aj preto, aby bola splnená požiadavka odvodu tepla z vnútornej obálky a zabezpečená kontrolovateľnosť jej tesnosti.

Obr.6.5. Pasívny havarijný chladiaci systém

6.3. Porovnanie EPR a VVER-640 z pohľadu jadrovej a prevádzkovej bezpečnosti

Pre porovnanie výhod a nevýhod reaktorov VVER-640 a EPR sme ich najdôležitejšie technické a bezpečnostné parametre zhrnuli do tabuľky 6.4 a 6.5. Pre lepšiu názornosť sme v tabuľke 6.3 uviedli aj parametre najbližších predchodcov uvedených typov reaktorov, na ktoré sa hlavne z pohľadu overenia určitých systémov a koncepcií v prevádzke výrobcovia odvolávajú.

Tabuľka 6.4. Porovnanie vybraných parametrov VVER-640 a EPR s ich predchodcami

		VVER-640	VVER-1000	Konvoi	EPR
Tepelný výkon	MW	1800	3000	3850	4925
Elektrický výkon (brutto)	MW	640	1000	1330	1750
Efektívnosť	%	33	32	34,6	36
Prevádzkový tlak
- primárny	MPa	15,7	15,7	15,7	15,5
- sekundárny	MPa	7,0	6,3	6,4	7,3
Počet slučiek		4	4	4	4
Priemer hlavného cirkulačného potrubia	mm	620	850	750	780
Objem vody
- PO	m^3/GW	161	108	99	99,4
- SO	m^3/GW	182	103	61	60,9
- KO	m^3/GW	31	18	17	7,6
- akumulátory	m^3/GW	889	67	72	386
Priemerné parametre AZ
- vst. teplota	°C	294	288	292	291
- výst. teplota	°C	323	322	326	326
- dĺžkový výkon	W/cm	113	166	167	178
- výkon. hustota	MW/m^3	65,4	111	93	105,9
- vyhorenie	MWd/kg	40,4	26-40	50	do 60
Riadiace články
- počet		121	61	61	89
- tyčí na článok		18	18	24	24
Kontainment
- objem	m^3	60.000	68.000	67.700	75.000
- projektový tlak	MPa	0,56	0,49	0,53	0,75
- merný objem	m^3/MW	34	23	16	15

Počet slučiek sa za posledné obdobie ustálil u všetkých PWR novej generácie na 4. Viac slučiek predražuje zariadenie hlavne s pohľadu údržby, menej by v prípade závažnejších havárií mohlo skomplikovať proces spoľahlivého dochladenia reaktora. Oba typy JE uvažujú jednoznačne so 4 slučkami.

Projekt EPR sa zdá byť z pohľadu využitia jadrového paliva prepracovanejší a efektívnejší. Uvažuje s vyšším vyhorením paliva (až do 60 MWd/kg) pri vyššom stupni počiatočného obohatenia (až 4,9%), takmer 50% možným použitím paliva MOX a 24 mesačnými palivovými kampaňami.

Projekt VVER-640 si udržuje svoje tradičné prednosti v oblasti vyšších objemov chladiaceho média v primárnom i sekundárnom okruhu, pričom sa zbavil vývojového anachronizmu s kazetovým obalom palivových článkov používaným pri type VVER-440.

Tab.6.5. Hlavné bezpečnostné charakteristiky projektov EPR a VVER-640

EPR	VVER-640
Použitie plne absorbujúcich riadiacich tyčí (black rods)	Riadiace tyče dokážu zabezpečiť podkritickosť do 100°C (bez použitia H3BO3)
Použitie koncepcie pre PO leak-before-break	Optimálny návrh slučiek pre prirodzenú cirkuláciu
Fyzické oddelenie všetkých trás bezpečnostných systémov (geografická separácie budov) konfigurácia 4 divízie / 4 trasy	Sofistikované pasívne a aktívne bezpečnostné systémy
Dvojitý kontainment - betón - betón (vnútorná oceľová výstuž) s vyšším projektovaným pretlakom	Dvojitý kontainment - oceľový a betónový
Zvládnutie havárie s tavením AZ	Zvládnutie „station-blackout“ na 24 hod.
Pravdepodobnosť tavenia AZ je menšia ako 10^-5 reaktor/rok	Projekt VVER-640 spĺňa požiadavky ruských predpisov a IAEA
Počas havárie zabezpečenie chladenia prirodzenou cirkuláciou	Udržanie prietoku AZ počas havárií
Plne automatizovaný digitálny I&C systém, ktorý podáva potrebné informácie vo všetkých stavoch JE	Elektronické a riadiace systémy ako aj rôzne mechanické zariadenia od firmy Siemens
Prevádzková životnosť 60 rokov pre nevymeniteľné a 40 rokov pre vymeniteľné komponenty	Prevádzková životnosť celého zariadenia 50÷60 rokov, tlaková nádoba 60 rokov
	AZ s nízkou výkonovou hustotou
	Veľký objem chladiva v PO i SO

Hoci jednotková husatota výkonu (EPR) sa zdá byť z ekonomického hľadiska progresívnejšie, z pohľadu jadrovej bezpečnosti nemusí byť považovaná za výhodnú. Koncepcia VVER-640 zámerne udržuje nižšiu úroveň výkonovej hustoty (oproti EPR len cca 60%). Jednoznačnou výhodou EPR je vysoká hodnota efektívnosti premeny energie na elektrickú (36%) oproti VVER-640 (33%).

Pri porovnávaní projektov z hľadiska ťažkých havárií si je potrebné uvedomiť rozdielnosť prístupov v prípade EPR a VVER-640. Kým projekt VVER-640 sa konštrukčne zameriava na dôsledné zamedzenie možnosti vzniku tavenia AZ prostredníctvom nových typov a prístupov k havarijnému dochladzovaniu (reaktor je neustále zaplavovaný vodou aj v prípade výpadku napájania), takže pravdepodobnosť veľkých únikov bola stanovená menšia ako 10^-7 na reaktor-rok, prístup EPR je založený na tom, že všetky systémy môžu zlyhať (napr. bombardovanie, zemetrasenie, etc.) a uvažuje aj s roztavením AZ a postupom taveniny do tzv. záchrannej plochy, kde by bola relatívne pod kontrolou.

6.4. Medzinárodný pohľad na bezpečnosť JE v strednej a východnej Európe a na Slovensku

Bezpečnosť jadrových elektrární, ktoré sú v prevádzke v krajinách strednej a východnej Európy, významne vplýva na akceptovateľnosť tohto energetického zdroja. Dosah následkov havárie Černobyľskej JE na okolité krajiny (vrátane krajín EU) upozornil verejnosť na to, že rádioaktívny spad sa nedá obmedziť vo svojom postupe hraničnými prechodmi a zvýraznil potrebu zvyšovania bezpečnosti JE vo všetkých krajinách na úroveň tzv. svetového štandardu.

Excitovaná verejná mienka v kombinácii s ekonomickými záujmami mnohých svetových firiem, pre ktoré sa otvárajúci východoeurópsky trh stával prioritný, vzhľadom na klesajúcu dynamiku rozvoja jadrovo-energetického priemyslu v západných krajinách, vyústil v politicko-hospodársku vôľu týchto krajín prispieť k zvýšeniu jadrovej bezpečnosti v krajinách bývalého RVHP.

Politické zmeny, ktoré nastali v stredo- a východoeurópskych krajinách na začiatku 90-tych rokov, umožnili naštartovať početné „západné“ programy na reštrukturalizáciu ekonomík bývalých socialistických štátov. Významnou súčasťou týchto programov bola i účasť západoeurópskych expertov v oblasti JE vo východnej Európe, so snahou zjednotiť kritériá na posudzovanie jadrovej bezpečnosti a aplikovať ich prostredníctvom národných dozorných orgánov.

Medzinárodné programy zamerané na zvýšenie jadrovej bezpečnosti a ich koordinácia. Na základe všeobecných analýz boli vytipované nasledujúce faktory vplývajúce na bezpečnú prevádzku JE:

· dostatočne silná ekonomika, ktorá by dokázala pokryť náklady na potrebné bezpečnostné opatrenia,

· zmysluplné bezpečnostné princípy,

· dobrá konštrukcia (projekt) JE,

· vhodné technológie,

· dostatočná úroveň kvality prevádzky a kultúry bezpečnosti.

Potreba zvýšenia jadrovej bezpečnosti bola zakomponovaná do záverov vrcholných medzinárodných politických konferencií. Summit G-7, ktorý sa uskutočnil v roku 1991 v Londýne rozhodol, že jadrová bezpečnosť JE sovietskej konštrukcie má mať najvyššiu prioritu. Opatrenia na zvýšenie prevádzkovej bezpečnosti týchto JE sa v krátkom časovom horizonte mali zamerať na:

· okamžitú pomoc západných expertov, ktorí by pôsobili ako konzultanti priamo na

· jednotlivých JE,

· technické vylepšenia, vyplývajúce zo zhodnotenia jadrovej bezpečnosti priamo na mieste,

· posilnenie významu a právomocí národných dozorných orgánov.

· z dlhodobého hľadiska boli bezpečnostné opatrenia zamerané na :

· náhradu menej bezpečných typov JE (najmä blokov RBMK) alternatívnymi energetickými zdrojmi, prípadne efektívnejším využívaním existujúcich energetických zdrojov,

· zásadné inovácie konštrukcie JE v zmysle súčasných požiadaviek na jadrovú bezpečnosť.

Summit G-7 v Mníchove (1992) rozhodol o vytvorení špeciálneho medzinárodného fondu pre zvýšenie bezpečnosti Východoeurópskych JE v rozsahu 700 mil. ECU. Tento tzv. "Fond jadrovej bezpečnosti" bol vytvorený pod správou EBRD (European Bank for Reconstruction and Development). Krajiny G-7 na tomo summite ďalej rozhodli, že reaktory typu VVER 440/230 môžu byť z krátkodobého hľadiska inovované technickými vylepšeniami, avšak z dlhodobého hľadiska by mali byť postupne vyraďované z prevádzky. Reaktory typu RBMK by mali uzatvárané v najbližších možných termínoch.

Tento prístup sa ukázal byť nerealistický z dôvodu zlej ekonomickej situácie mnohých krajín, ktorá by sa odstavením významných energetických zdrojov ešte zhoršila. Ďalšími neznedbateľnými faktormi by bola znížená dodávka tepelnej energie používanej na vykurovanie v okolí mnohých JE a zvýšené znečistenie životného prostredia z klasických elektrární, ktoré by museli chýbajúcu produkciu energie nahradiť. Odstavenei týchto blokov by tak isto znížilo už aj tak nízky životný štandard mnohých krajín a mohlo by viesť k výraznejším sociálnym nepokojom.

Západným krajinám neostalo nič iné ako revidovať svoj postoj (1995) a zmieriť sa so skutočnosťou, že o ďalšej prevádzke JE vo východnej Európe budú rozhodovať výhradne národné dozorné orgány formou udeľovania licencií.

Ďalšie západné iniciatívy s výraznou aktivitou USA (DOE) boli prejednané v Lisabonskom stretnutí (1992), Európskej konferencii Corfu (1994) a summite G-7 z júla 1994, ktorý sa týkali okrem iného aj uzavretia Černobyľskej JE.

V nedávnej minulosti sa objavilo viacero "morálnych záväzkov" a politických dohovorov vo forme podpísania konvencie o jadrovej bezpečnosti (1994-95), Memorande o porozumení s Ukrajinou v otázke Černobyľskej JE (1995) a záverov Moskovského summitu o jadrovej bezpečnosti (Moscow Nuclear Safety and Security Summit 1996). Práve tento summit má vysokú politickú dôležitosť, nakoľko tu boli zdôraznené a všeobecne akceptované medzinárodne uznávané princípy jadrovej a radiačnej bezpečnosti.

Prejavy vzájomnej spolupráce sú organizované na bilaterálnej alebo multilaterálnej úrovni. Zatiaľčo bilaterálne prejavy spolupráce sú pomerne jednoduché, založené spravidla na zmluvnej báze medzi dvoma krajinami, multilaterálne programy sú organizačne náročnejšie a ich realizácia prebieha prosterdníctvom nasledujúcich organizácií :

a) Banky :

b) Komisia Európskeho Spoločenstva (Commission of European Community) :

c) IAEA :

d) OECD NEA

e) WANO

6.4.1. Všeobecný pohľad na bezpečnosť VVER

Reaktory typu VVER sú najrošírenejším typom JE vo svete. Ich výskyt je dokumentovaný v tabuľke 6.6.

Tabuľka 6.6 - Výskyt reaktorov VVER vo svete

	Bloky v prevádzke			Bloky vo výstavbe
Štát	V-230	V-213	V-320	V-213	V-320
Bulharsko	4	-	2	-	-
Česká Republika	-	4	-	-	2
Maďarsko	-	4	-	-	-
Slovensko	2	4	-	2	-
Rusko	4	2	7	-	1
Ukrajina	-	2	10	-	5
Kuba	-	-	-	2	-
Fínsko	-	2	-	-	-
Spolu	10	18	19	4	8
	47			12

Hlavné nedostatky reaktorov, ktoré boli skonštruované v bývalom ZSSR zhrnuli firmy Tractabel a EdF vo svojej štúdii z roku 1991 do siedmych oblastí:

· integrita primárneho okruhu,

· prístrojové vybavenie,

· analýzy nehôd a PSA analýzy,

· príprava personálu, zovšeobecnenie prevádzkových skúseností,

· požiarna ochrana,

· ochranná obálka.

V štúdii bolo viackrát zdôraznené, že existujú značné rozdiely v technickej úrovni JE v stredoeurópskych krajinách (ako CZ, H, SK) oproti VVER blokom v krajinách bývalého ZSSR. V uvedených troch krajinách bolo zrealizovaných množstvo zmien, ktoré priblížili ich VVER bloky v mnohých ohľadoch k západoeurópskym štandardom.

Hlavné odlišnosti oboch typov reaktorov VVER-440, ktoré sú používané aj na Slovensku V-230 a V-213 sú zhrnuté v nasledujúcej tabuľke 6.7. Odlišnosti (i problémy) reaktorov typu VVER vyplývajú najmä v prípade reaktorov VVER 440/230 zo skutočnosti, že boli projektované ešte v 60-tych rokoch.

Tabuľka 6.7 - Hlavné odlišnosti reaktorov V-230 a V-213

	V-230 Bloky V-1 EBO	V-213 Bloky V-2 EBO, EMO
MPH	Únik chladiva prasklinou o ploche 10 cm^2	Únik chladiva pri obojstrannom výtoku potrubím PO f500
Systémy lokalizácie havárie	Hermetické boxy s prepúšťacími klapkami do atmosféry, sprchový systém 100 % rezerva	Hermetické boxy s barbotážnou vežou (hermetická stavba), sprchový systém 200 % rezerva
Systémy havarijného chladenia	Systém VT havarijného doplňovania chladiva (2 systémy) 100 % rezerva	Systém VT havarijného doplňovania chladiva (2 systémy) 200 % rezerva. Hydroakumulátory 100 % rezerva, Systém NT- havarijného doplňovania chladiva 200 % rezerva.
Spôsob el. Napájania pri havárii	Pokiaľ nie je porucha v el. systéme, zostáva pri pôsobení HO reaktora normálne	Pri pôsobení HO I sa odpojuje napájanie VS od normálneho napájania , spúšťajú sa DG a pomocou automatiky pomocného spúšťania nabiehajú jednotlivé bezpeč. a prev. systémy
Dochladzovanie (HCČ)	Bezucpávkové HCČ typu 310 nemajú zotrvačnú hmotu, preto dobiehajú 4 HCČ pri napojení na GVS pri poklese otáčok z 3000 na 1500 za min. (100 s)	Dochladzovanie zabezpečené dobehom ucpávkových HCČ typu 317 so zotrvačníkom (cca 100 s). Turbíny nemajú na hriadeli GVS
Dozorňa	Blok nemá projektovanú záložnú blokovú dozorňu	Blok má záložnú blokovú dozorňu
Tlaková nádoba reaktora	Radiálne posunutie nátrubkov vstupných a výstupných hrdiel slučiek	Nátrubky vstupných a výstupných slučiek zvislo pod sebou. Dodatočné nátrubky na zaústenie havarijného doplňovania chladiva.
Havarijná ochrana reaktora	Sledovanie technologických parametrov sa uskutočnuje meracími kanálmi vo výberovom zapojení 2 z 3	Sledovanie technologických parametrov sa uskutočnuje meracími kanálmi vo výberovom zapojení 2x(2 z 3)

Slovensko si uvedomuje potrebu modernizácie svojich jadrových elektrární a má veľký záujem na zvyšovaní ich jadroej bezpečnosti. Svedčia o tom rozsiahle programy pre JE V-1 a V-2, ktoré sú v stručnosti popísané v nasledujúcich kapitolách.

6.5. Najvýznamnejšie inovácie na slovenských blokoch JE

Zvyšovanie jadrovej bezpečnosti blokov JE V-1

V rámci postupnej modernizácie od spustenia blokov bolo realizovaných viac ako 1200 projektových zmien. Rekonštrukcia a modernizácia JE EBO V-1 prebiehala v troch postupných na seba nadväzujúcich krokoch:

1991-1993 Malá rekonštrukcia

1993-1996 Basic Design

1996-1999 Postupná rekonštrukcia

Realizácia 81 opatrení podľa Rozhodnutia ČSKAEč.5/91- MALÁ REKONŠT RUKCIA

celková investícia ~ 2,0 mld. Sk zahŕňa:

žíhanie tlakových nádob reaktora - 1. a 2. Blok,

Leak Before Break koncept pre potrubie primárneho okruhu,

seizmické zodolnenie zariadení do 8 st. - MSK 64 stupnice,

oddelenie a vylepšenie systémov ECCS, SS a SHNČ,

výrazné zvýšenie tesnosti hermetickej zóny,

vylepšenie systému ochrán reaktora a zariadení MaR,

inštalácia diagnostických systémov, núdzových panelov BD,

inštalácia rýchločinných armatúr na parovody z PG,

úpravy systému núdzového elektrického napájania,

prepracovanie havarijných prevádzkových predpisov a surveillance programov

spracovanie štúdie PSA - 1. Úrovne,

vylepšenia protipožiarnych systémov

Realizácia rozsiahlych projektov do roku 1993 ďalej zahŕňala:

žíhanie tlakovej nádoby 1. a 2. Bloku,

inštalácia niekoľkých diagnostických systémov,

symptómovo orientované predpisy pre havarijné situácie, kontrolné testovacie programy,

pravdepodobnostné hodnotenie bezpečnosti - PSA v spolupráci so spoločnosťou Electrowatt U.K.

Zásadná rekonštrukcia vyplývala z Rozhodnutia ÚJD SR č. 1/94, teda realizácia opatrení v nasledujúcich oblastiach:

integrita chladiaceho systému reaktora,

modernizácia havarijných systémov,

"Bleed and feed" primárneho a sekundárneho okruhu,

integrita hermetickej zóny,

systémy lokalizácie porúch,

elektrické systémy a systémy merania a regulácie,

seizmické zodolnenie zariadení,

protipožiarna ochrana

Rekonštrukcia prebieha za účasti nasledujúcich firiem: konzorcia REKON (Siemens+VÚJE), SES a VÚEZ Tlmače, EZ Elektrosystémy, Elektrovod, ALDY, Hutný projekt, PPA Controll a iných slovenských a českých společnosti. Bol vytvorený 65-členný tím odborníkov SE-EBO + 8 spolupracujúcich technikov.

Postupná rekonštrukcia JE V-1

Zásadné ciele postupnej ekonštrukcie V-1 boli nasledoné:

- zvládnutie novodefinovanej maximálnej projektovej havárie (únik chladiva cez Js 200 mm)

konzervatívnym prístupom a nadprojektovej havárie (únik chladiva cez Js 500) realistickými

metódami

- dosiahnutie takej tesnosti HZ a úrovne lokalizačných systémov, ktoré zabezpečia, aby pri

úniku chladiva cez Js 200 mm neboli prekročené dávkové ekvivalenty (50 mSv na celé telo a

500 mSv na štítnu žľazu) v sledovanom okolí JE konzervatívnymi metódami a pri úniku cez

Js 500 mm realistickými metódami 250 mSv na celé telo a 1500 mSv na štítnu žľazu

- dosiahnutie takej spoľahlivosti bezpečnostných systémov, aby pravdepodobnosť ich

zlyhania bola 10^-3 za rok , prípadne menšia

- bezpečnostnými systémami zabezpečiť, aby pravdepodobnosť vážneho poškodenia AZ

reaktora bola 10^-4 pre reaktorrok prevádzky, prípadne menšia

- dosiahnutie takej spoľahlivosti systému automatického odstavenia reaktora, aby pravdepo-

dobnosť jeho zlyhania bola 10^-5 za rok, prípadne menšia

- ukončenie seizmického zodolnenia všetkých bezpečnostných systémov a zariadení bloku

a náväzných budov a systémov na 8⁰ MSK-64 (250 cm/s² horizontálne a 130 cm/s² vertikálne)

Modernizácia a zvyšovanie bezpečnosti blokov JE V-2

Modernizácia blokov JE V-2 prebieha podľa stanovaných deterministických a pravdepodobnostných bezpečnostých cieľov.

Deterministické ciele

- zvýšenie jadrovej bezpečnosti na úroveň súčasne platných štandardov daných požiadavkami ÚJD SR a doporučeniami MAAE,

- bezpečná, spoľahlivá a ekonomická prevádzka,

- vytvorenie podmienok na predĺženie životnosti blokov JE V2 na 40 rokov,

- vytvorenie predpokladov pre zvýšenie výkonu blokov

Ciele pravdepodobnostné :

- pravdepodobnosť poškodenia aktívnej zóny 10^-4 / reaktor.rok

- únik RA do okolia prevyšujúci povolené dávky pre obyvateľstvo 10^-5 / reaktor.rok

- pravdepodobnosť zlyhania bezpečnostných systémov 10^-3

- pravdepodobnosť zlyhania havarijných ochrán 10^-5

S ohľadom na súčasný stav priemyslu na Slovensku, ako aj reálne možnosti čerpania úverov na dostavbu 3. a 4. bloku v Mochovciach je ich ďalší osud neistý. Vzhľadom na cca 30% rozostavanosť týchto blokov, ako aj skúsenosti s prispôsobovaním týchto blokov západoeurópskemu štandardu sa zdá byť ich dostavba logická.

Na druhej strane by mohol niekto namietať, že v rokoch 2004-2005, kedy vláda pôvodne uvažovala s ich dostavbou, bude tento typ reaktora VVER-440 (V213) morálne zastaralý a bude ho treba nahradiť progresívnejším. V takomto prípade sa z uvedených dvoch typov javí byť pre Slovensko výhodnejší VVER-640 z nasledujúcich dôvodov:

vhodný výkon 640 MWe (výkon EPR 1750 MWe je pre Slovensko príliš vysoký a jeho výpadok by mohol vážne narušiť stabilitu ES),

vyšší podiel pasívnych bezpečnostných systémov a inherentných prvkov bezpečnosti.

Oba typy reaktorov v sebe zahŕňajú overené prístupy pre projetovanie spoľahlivých systémov. Z popisu ich konštrukcie je zrejmé, že predstavujú ďalší vývojový stupeň a progres v tejto oblasti.