Technologia reaktorów WWER

Technologia reaktorów WWER Spośród ponad 400 reaktorów energetycznych pracujących dziś na świecie zdecydowaną większość stanowią reaktory lekkowodne. Wśród nich najwięcej jest reaktorów wodnych ciśnieniowych. Natomiast spośród krajów sąsiadujących z Polską prawie wszystkie używają reaktorów z serii WWER. Jedynym wyjątkiem są tu Niemcy, jednak i tam tego typu bloki w przeszłości funkcjonowały. Reaktory tego typu miały również stanąć w Żarnowcu. Warto zatem przyjrzeć się nieco bliżej tej technologii. Wstęp Sam skrót WWER pochodzi z języka rosyjskiego i oznacza wodno-wodny reaktor energetyczny. W oryginale jest to ВВЭР Водо- Водяной Энергетический Реактор. Z uwagi na różne systemy transkrypcji cyrylicy na alfabet łaciński w literaturze zachodniej jest on określany jako VVER 1. To ostatnie oznaczenie jest w ostatnich latach coraz częściej spotykane również w polskiej literaturze. Zawarte w nazwie określenie wodno-wodny oznacza, że woda pełni w nim zarówno rolę chłodziwa, jak i moderatora. Według zachodniego systemu nazewnictwa jest to po prostu reaktor lekkowodny LWR 2, a biorąc pod uwagę rozwiązanie obiegów chłodziwa reaktor wodny ciśnieniowy, czyli PWR 3. Z uwagi na pochodzenie, reaktory WWER są czasami niesłusznie mylone z inną radziecką konstrukcją, czyli z reaktorami RBMK 4. Skojarzenie to powoduje mylne przekonanie o niskim poziomie ich bezpieczeństwa. Tymczasem ich konstrukcja różni się zasadniczo. Jest ona bardzo zbliżona do zachodnich odpowiedników, podobnie jak poziom bezpieczeństwa. Reaktory WWER różnią się 1 Vodo-Vodyanoi Energetichesky Reaktor w transkrypcji angielskiej, Wodo-Wodianoj Eniergieticzeskij Rieaktor w transkrypcji polskiej. 2 LWR - Light Water Reactor 3 PWR - Pressurized Water Reactor 4 RBMK - Reaktor Bolszoj Moszcznosti Kanalnyj, Reaktor Kanałowy Dużej Mocy jednak od zachodnich PWR-ów niektórymi szczegółowymi rozwiązaniami, co postaramy się jeszcze pokazać. Pierwsze reaktory Zanim wrócimy do reaktorów WWER warto cofnąć się aż do początków wykorzystania energii rozszczepienia jądra atomowego. Pierwszym reaktorem jądrowym, w którym udało się osiągnąć samopodtrzymującą się reakcję rozszczepienia, był Chicago Pile-1. Stało się to dokładnie 2 grudnia 1942 roku. Jako moderator wykorzystano w nim grafit. Później pojawiały się kolejne reaktory oraz ich bardzo różne koncepcje. Próbowano użycie różnych moderatorów, różnych rodzajów chłodziwa czy różne formy paliwa. A także koncepcje konstrukcji samego reaktora - m.in. kanałowe czy zbiornikowe. Liczba możliwych kombinacji poszczególnych elementów jest bardzo duża. Stąd też znacząca liczba wczesnych koncepcji reaktorów energetycznych. Pierwszy reaktor jądrowy, który posłużył do wyprodukowania energii elektrycznej powstał w 1951 roku w Stanach Zjednoczonych. Był to EBR-1 5 i był on zarazem pierwszym reaktorem prędkim powielającym. Prędki oznacza, że nie ma w nim moderatora spowalniającego neutrony, a powielający, że produkuje on więcej izotopów 5 EBR - Experimental Breeder Reactor

Rok 1951 i pierwsza atomowa elektryczność. Reaktor EBR-I w Stanach Zjednoczonych Źródło: Idaho National Laboratory, www.inl.gov rozszczepialnych niż zużywa. Jako chłodziwo zastosowano w nim eutektykę sód-potas. francuskich reaktorów to już reaktory wodne ciśnieniowe. Pierwszy energetyczny reaktor wodny ciśnieniowy został oddany do użytku w 1957 w elektrowni Shippingport w Stanach Zjednoczonych. Pierwszy tego typu reaktor w zachodniej Europie pojawił się w 1962 w Belgii. Był to reaktor BR-3 konstrukcji amerykańskiej. Z czasem takie reaktory zaczęły powstawać w kolejnych krajach, zarówno jako importowana technologia, jak i efekt własnych prac rozwojowo-badawczych. Z biegiem czasu technologia ta stała się dominującą na światowym rynku, stopniowo wypierając wiele innych wczesnych koncepcji. Za pierwszą elektrownię jądrową powszechnie uważa się zakład uruchomiony w 1954 w Obnińsku w ZSRR. Była to jednostka o mocy 6 MWe. Zastosowany tam reaktor AM-1 był moderowany grafitem i chłodzony wodą. Był to protoplasta późniejszej serii reaktorów RBMK. Do miana pierwszej kandyduje również brytyjska elektrownia Calder Hall otworzona w 1956 roku. Określa się ją często jako pierwszą produkującą elektryczność na skalę przemysłową, gdyż jej moc wynosiła 60 MWe, dziesięciokrotnie więcej niż elektrowni w Obnińsku. W Calder Hall zastosowano reaktory Magnox, w których moderatorem był grafit, a chłodziwem gaz, dokładnie dwutlenek węgla. Seria ta została później rozwinięta w reaktor drugiej generacji o oznaczeniu AGR 6. Te z kolei już nie doczekały się następców. Identyczny układ moderator-chłodziwo jak Brytyjczycy zastosowali w swoich pierwszych reaktorach Francuzi. Ich wczesny reaktor nosił oznaczenie UNGG 7. Koncepcja ta nie była jednak rozwijana dalej, a druga generacja 6 AGR - Advanced Gas-cooled Reactor 7 UNGG - Uranium Naturel Graphite Gaz Nie ma jednej prostej przyczyny takiego sukcesu reaktorów typu PWR. Niewątpliwie jednymi z kluczowych czynników były dobre parametry bezpieczeństwa oraz względna prostota konstrukcji. Nie bez znaczenia były również zastosowania wojskowe, jednak nie miało to związku z produkcją broni jądrowej. O ile wiele innych wczesnych konstrukcji reaktorów energetycznych wywodziło się od reaktorów służących do produkcji plutonu lub wręcz była do tego celu wykorzystywana równolegle z produkcją energii elektrycznej, reaktory lekkowodne są pod tym względem konstrukcją zupełnie cywilną 8. Ten typ reaktora został jednak wytypowany jako źródło napędu dla okrętów. Powodowało to, że w początkowym okresie technologię tę rozwijano równolegle pod kątem obu zastosowań - produkcji energii elektrycznej i napędu. Jednocześnie ograniczano finansowanie innych projektów. Widać to zwłaszcza 8 Produkcja wojskowego plutonu jest w nich teoretycznie możliwa, jednak powodowałaby między innymi, że produkcja energii elektrycznej stałaby się nieopłacalna i bardzo trudna do ukrycia. Dlatego nie są w tym celu wykorzystywane.

Schemat ideowy reaktora wodnego ciśnieniowego. Widoczne są na nim trzy obiegi chłodzenia. Woda chłodząca reaktor nie trafia na turbinę, ale przekazuje ciepło wodzie z drugiego obiegu. Źródło: US Nuclear Regulatory Commission, www.nrc.gov na przykładzie Stanów Zjednoczonych, a wiele późniejszych zachodnich projektów bazuje właśnie na wczesnych rozwiązaniach amerykańskich. Warto tutaj zauważyć, że zarówno w USA, jak i ZSRR pierwsze elektrownie z reaktorami wodnymi ciśnieniowymi powstały po zwodowaniu pierwszych okrętów z napędem atomowym. W obu przypadkach zainstalowano na nich reaktory PWR. O ile technologia reaktorów lekkowodnych, zarówno wodnych ciśnieniowych, jak i wprowadzonych do eksploatacji nieco później reaktorów wrzących, jest obecnie dominująca na świecie, to nie zdołała całkowicie wyprzeć innych rozwiązań. Choć rozwój niektórych wczesnych koncepcji całkowicie porzucono, kilka z nich znalazło swoje zastosowania lub są ciągle rozwijane ze względu na inne zalety. Stosunkowo popularne pozostały reaktory ciężkowodne ze względu na możliwość pracy na uranie naturalnym, bez konieczności wzbogacania. Można tutaj wymienić kanadyjskie reaktory CANDU 9. Technologia reaktorów ciężkowodnych jest również rozwijana 9 CANDU - CANada Deuterium Uranium w Indiach. Rozwinięciem reaktorów gazowych stały się reaktory wysokotemperaturowe. Choć na świecie powstały tylko pojedyncze jednostki tego typu, technologia ta jest ciągle rozwijana ze względu na możliwość wykorzystania ciepła do procesów przemysłowych. Podobnie jest w przypadku reaktorów prędkich. Na świecie powstało niewiele przemysłowych reaktorów tego typu. Jednakże możliwość zastosowania tzw. zaawansowanych cykli paliwowych (m.in. powielanie paliwa czy transmutacja odpadów promieniotwórczych) powoduje, że zainteresowanie nimi nie znika. Warto tutaj wymienić takie przykłady jak francuskie reaktory Phenix i Superphenix, japoński Monju, indyjski FBTR czy rosyjską serię reaktorów BN. Wszystkie wymienione konstrukcje chłodzone były ciekłym sodem, ale rozwijana jest również technologia reaktorów prędkich chłodzonych ciekłym ołowiem. Początki serii WWER Wróćmy jednak do reaktorów WWER. Pracę nad ich projektem zaczęły się w zakładach OKB Gidropress w 1954 roku, czyli w roku, w którym oddano do użytku elektrownię

w Obnińsku. Dlatego też w ZSRR rozwijano równolegle zastosowaną tam technologię reaktorów wodno-grafitowych, co doprowadziło do powstania reaktorów RBMK. Pierwszy WWER został natomiast uruchomiony w 1964 w Nowoworonieskiej Elektrowni Atomowej, która z czasem stała się miejscem powstania kolejnych prototypów tej serii. Pierwszą konstrukcją serii był WWER-210 o mocy 210 MWe. Oznaczenie cyfrowe poszczególnych modeli WWER oznacza właśnie całkowitą moc nominalną. Jednakże modernizacje niektórych modeli powodują, że może ona w rzeczywistości odbiegać od tej, którą sugerowałoby oznaczenie modelu. Następcą WWER-210 został zbudowany w tym samym miejscu WWER-365. Został on uruchomiony w 1969 roku i podobnie jak poprzednik pozostał pojedynczą, prototypową jednostką tego typu. Doświadczenie zdobyte w czasie budowy i eksploatacji tych bloków pomogło w budowie pierwszego w pełni komercyjnego przedstawiciela serii WWER, którym jest WWER-440 o całkowitej mocy nominalnej 440 MWe. Moc netto, a więc moc wytwarzana pomniejszona o moc niezbędną do zasilania wszystkich systemów technologicznych towarzyszących reaktorowi, wynosiła 411 MW. WWER 440 Pierwsze dwa bloki energetyczne z reaktorami WWER-440 uruchomiono w Nowoworonieskiej Elektrowni Atomowej w latach 1971 i 1972. Nosiły one oznaczenie modelu W179. Jego następca, czyli W230, znalazł już szerokie zastosowanie w wielu elektrowniach jądrowych, również poza ZSRR. Zasadnicza zasada działania jest identyczna jak w przypadku zachodnich reaktorów PWR. Woda chłodząca reaktor utrzymywana jest pod wysokim ciśnieniem, co zapobiega jej wrzeniu 10. Podgrzana woda z reaktora kierowana jest do wytwornic pary, gdzie przekazuje ciepło wodzie drugiego obiegu, powodując jej wrzenie. Rozwiązanie to minimalizuje możliwość przedostania się do części turbinowej elektrowni substancji promieniotwórczych, które pojawiłyby się w pierwotnym obiegu chłodzenia. Na turbinę kierowana jest bowiem para wytworzona w wytwornicach pary, która nie ma kontaktu z paliwem w reaktorze. W elektrowniach z reaktorami WWER-440 stosuje się po dwa turbozespoły, czyli zestawy turbina i generator, na jeden reaktor. Ponadto reaktory lekkowodne charakteryzują ujemne współczynniki reaktywności. Oznacza to, że wzrost temperatury w reaktorze powoduje samoczynne zmniejszenie intensywności reakcji rozszczepienia. Jest to zjawisko bardzo korzystne z punktu widzenia stabilności pracy i bezpieczeństwa reaktora. Zdarzenie takie jakie miało miejsce w elektrowni w Czarnobylu, gdzie pracował reaktor typu RBMK, jest w reaktorze lekkowodnym niemożliwe. Pomimo identycznej ogólnej koncepcji i zasady działania oraz wielu podobieństw do zachodnich reaktorów ciśnieniowych, reaktory WWER mają pewne charakterystyczne dla siebie rozwiązania. Przykładowo w blokach z reaktorami WWER stosuje się poziome wytwornice pary. Natomiast zachodnie reaktory PWR używają wytwornic pionowych. Kolejnym charakterystycznym dla serii WWER rozwiązaniem jest zastosowanie kaset paliwowych o przekroju sześciokątnym. Zachodnie reaktory PWR i BWR używają kaset o przekroju kwadratowym. Rdzeń reaktora WWER-440 zawiera 349 takich kaset, w każdej z nich znajduje się 126 prętów paliwowych. Nietypowo rozwiązano również w reaktorach WWER-440 system sterowania reaktorem. Zamiast klasycznych prętów sterujących 10 Za dopuszczalne uznaje się do 5% odparowanej wody.

Kasety paliwowe do reaktorów WWER. Pierwsza z prawej oraz środkowa to kasety do WWER-1000. Druga z prawej to kaseta do WWER-440. Dostawcą paliwa do reaktorów WWER jest nie tylko TVEL, ale również Westinghouse co umożliwia dywersyfikacje dostaw. Źródło: TVEL, http://tvel2012.ru z pochłaniaczem neutronów zastosowano całe kasety regulacyjne. W rdzeniu umieszczono 37 takich kaset, których dolną część stanowi kaseta paliwowa, natomiast górna zawiera pochłaniacz neutronów. Opuszczanie takiej kasety regulacyjnej zmniejsza moc reaktora z dwóch powodów. Jednym jest wprowadzenie do rdzenia pochłaniacza neutronów, a drugim usunięcie części paliwa. Na bazie modelu W230 stworzono również model W270. Powstał on specjalnie dla Armeńskiej Elektrowni Atomowej w Mecamor. Projekt ten uwzględniał warunki sejsmiczne panujące na tym terenie. Powstały tam dwa takie reaktory. Reaktory WWER-440 były, i są do dziś, dominującą technologią na terenie byłego bloku wschodniego. Ważnym czynnikiem były tutaj bez wątpienia względy polityczne. Spośród krajów bloku wschodniego jedynie Rumunia zdecydowała się przed 1989 rokiem na zachodnią technologię, stawiając na kanadyjskie reaktory CANDU. Tymczasem reaktory WWER zbudowano w NRD, Czechosłowacji, na Węgrzech czy w Bułgarii. Budowę takich reaktorów rozpoczęto również na Kubie, ale projektu nie ukończono. Warto w tym miejscu wspomnieć, że ZSRR nie eksportowało technologii RBMK. Reaktory tego typu Kolejnym krokiem w rozwoju reaktorów WWER-440 był model W213. Określa się go czasami jako drugą generację WWER-440. Najważniejsze modyfikacje dotyczyły systemów bezpieczeństwa. Wprowadzono je aby sprostać zaostrzającym się wymogom w tym zakresie. Zwiększono wydajność awaryjnych układów chłodzenia, a także powiększono ich liczbę z 2 do 3. Poprawiono również konstrukcję obudowy bezpieczeństwa oraz system sterowania. Rozmieszczenie kaset paliwowych oraz kontrolnych i awaryjnych w rdzeniu reaktora WWER-440. Źródło: EJ Paks, http://paksnuclearpowerplant.com/

powstawały wyłącznie w Związku Radzieckim. Na budowę reaktorów WWER-440 zdecydowała się również Finlandia. Dwa działające w elektrowni Loviisa reaktory WWER-440 model W213 mają moc 510 MWe. Zostały one zmodernizowane przy współpracy zachodnich firm Westinghouse i Siemens. Takie połączenie wschodniej i zachodniej technologii zostało nawet żartobliwie nazwane Eastinghouse. Co ciekawe, dwa reaktory z tej elektrowni są rekordzistami pod względem współczynnika wykorzystania mocy osiągając w ostatnich latach nawet 95% i ponad 87% w całym okresie eksploatacji. Reaktory WWER-440 w wersji W213 miały również powstać w Polsce, w Żarnowcu. W projekt był w dużej mierze realizowany przez Polski przemysł. Wśród zaangażowanych firm warto wymienić takie przedsiębiorstwa jak Rafako, Zamach czy Dolmel. Warto tutaj zauważyć, że choć konstrukcja reaktorów pochodziła z ZSRR to duży udział w ich budowie i rozwoju miały przedsiębiorstwa z innych państw. W wielu projektach głównym dostawcą technologii była czeska Škoda. Czesi mieli dostarczyć między innymi zbiorniki reaktorów do Żarnowca. Polskie firmy uczestniczyły również w projektach poza granicami, między innymi stabilizatory ciśnienia do elektrowni w Greifswaldzie (Rafako) czy elementy generatorów dla Temelina (Dolmel). Starsza generacja, czyli typ W230, jest dziś uznawana za przestarzałą i nie spełniającą współczesnych, bardziej rygorystycznych wymogów bezpieczeństwa. Głównymi powodami są mniej wydajne systemy awaryjnego chłodzenia oraz brak obudowy bezpieczeństwa w zachodnim rozumieniu tego elementu. Nie oznacza to jej całkowitego braku, gdyż bariera zapobiegająca wydostaniu się substancji promieniotwórczych poza budynek reaktora w razie awarii jest w nich stosowana, jednak ta we wczesnych reaktorach WWER nie spełnia zachodnich wymagań. Dlatego też Słowacja i Bułgaria zostały zobligowane do wyłączenia bloków tego typu po wejściu do Unii Europejskiej. Dotyczyło to łącznie sześciu reaktorów. Z tego samego powodu Litwa musiała wyłączyć działający tam blok typu RBMK. Jeszcze wcześniej, bo po zjednoczeniu Niemiec, wyłączono z podobnych względów elektrownię w Greifswaldzie. Równocześnie anulowano tam budowę kolejnych bloków, choć te były już przedstawicielami modelu W213. Niemcy przerwali również budowę elektrowni w Stendal, gdzie rozpoczęto budowę dwóch bloków z reaktorami WWER-1000. WWER 1000 Kolejnym krokiem w rozwoju serii WWER był WWER-1000. Ponownie prototypowa jednostka powstała w Nowoworonieskiej Elektrowni Atomowej i nosiła oznaczenie WWER-1000 typ W179. Uruchomiona została w 1980. Pierwszy model w szerokiej produkcji nosi oznaczenie W320. Głównym celem wprowadzenia nowego modelu było zwiększenie mocy bloku. Równocześnie udoskonalono systemy bezpieczeństwa. Zastosowano nowe układy chłodzenia awaryjnego oraz nową obudowę bezpieczeństwa. W blokach tego typu na jeden Schemat pierwotnego obiegu chłodzenia reaktora WWER-1000 Źródło: IAEA, www.iaea.org

Przekrój elektrowni z reaktorem WWER-1000 na przykładzie EJ Temelin reaktor przypada jeden turbozespół. Zmiany dotyczyły też innych elementów. Zmieniono również konstrukcję kaset paliwowych. Zachowały one charakterystyczny dla całej serii sześciokątny kształt, ale zwiększono liczbę prętów paliwowych w jednej kasecie do 312. Równocześnie zmniejszono liczbę kaset w rdzeniu, która wynosi teraz 163. Zastosowano również bardziej typowy układ sterowania reakcją rozszczepienia przy użyciu klasycznych prętów kontrolnych. Głównymi odbiorcami tej technologii pozostały kraje bloku wschodniego. Reaktory tego typu zbudowano między innymi w Czechach (EJ Temelin), Bułgarii (EJ Kozłoduj), Rosji czy na Ukrainie. Tylko u naszych sąsiadów działa obecnie 15 takich reaktorów i to nie licząc Rosji. Trafiły one również na nowe rynki, do Chin, Indii i Iranu. Łącznie na świecie działa 31 takich reaktorów, a kolejne 6 jest w trakcie budowy. WWER 1200 Na bazie WWER-100 powstała również nowa konstrukcja nazywana WWER-1200 lub AES-2006. Budowę pierwszych jednostek tego typu rozpoczęto w 2008 roku równolegle w dwóch elektrowniach, Nowoworonieskiej i Leningradzkiej. Warto zauważyć, że model ten nie jest całkowicie nową konstrukcją, stworzoną od podstaw, ale wynikiem stopniowej ewolucji reaktorów WWER-1000. Jednym z efektów zmian jest zwiększenie mocy elektrycznej całego bloku o 200 MW. Stało się to możliwe dzięki zwiększeniu mocy cieplnej samego reaktora oraz zwiększeniu sprawności całego bloku z 32 do 35%. Innym ważnym obszarem zmian były systemy bezpieczeństwa. Zmiany w tym obszarze czynią WWER-1200 reaktorem III generacji. Reaktory AES-2006 posiadają kilka niezależnych systemów awaryjnego chłodzenia. Obok stosowanych już we wcześniejszych modelach systemów aktywnych, wymagających

źródła zasilania, zastosowano również systemy pasywne. Dzięki zbiornikom wody umieszczonym w górnej części obudowy bezpieczeństwa systemy te mogą zapewnić chłodzenie rdzenia przez 72 godziny w razie całkowitej utraty zasilania. We wnętrzu obudowy bezpieczeństwa zainstalowano również katalityczne rekombinatory wodoru, których zadaniem jest usuwanie tego gazu w razie uwolnienia z obiegu chłodzenia. Dodano również tak zwany chwytacz rdzenia, mający zapobiec wydostaniu się stopionego rdzenia z obudowy bezpieczeństwa nawet w przypadku najcięższej awarii. Zmiany objęły również obudowę bezpieczeństwa reaktora. Nowa konstrukcja ma nie tylko chronić otoczenie przed wydostaniem się substancji promieniotwórczych w razie awarii, ale również chronić reaktor przed zagrożeniami terrorystycznymi. Brano pod uwagę miedzy innymi uderzenie samolotu oraz atak rakietowy. wprowadzanie kolejnych modeli. Ciągle rozwijane są również nowe modele. Można tu wymienić projekty WWER-640, WWER-TOI czy powstający we współpracy z Czechami projekt MIR-1200. Jednak tym razem względy polityczne mogą nie pomóc, a stanąć na drodze szerszego, międzynarodowego sukcesu tej technologii. Kamila Wilczyńska, Michał Komorowicz Studenci Wydziału Energetyki i Paliw Akademii Górniczo-Hutniczej im. St. Staszica w Krakowie Opieka merytoryczna: dr inż. Paweł Gajda Katedra Energetyki Jądrowej, Wydział Energetyki i Paliw Akademia Górniczo-Hutnicza im. St. Staszica w Krakowie Reaktory WWER-1200 powstają dziś nie tylko w Rosji. W 2013 roku rozpoczęła się budowa pierwszej elektrowni atomowej na Białorusi, gdzie powstają dwa takie reaktory. Planowana jest również ich budowa w Turcji (pierwsza elektrownia atomowa w tym kraju), Chinach i na Węgrzech. Najprawdopodobniej do tej listy dołączy wkrótce Finlandia. Podsumowanie Na świecie działa dziś ponad 50 reaktorów WWER w 11 krajach. Wkrótce dołączą do nich kolejne. Bez wątpienia za ich duży sukces komercyjny odpowiadają w pewnej mierze względy polityczne. Jednak przez cały okres eksploatacji udowodniły one, że są to udane i niezawodne konstrukcje. Warto tutaj zauważyć, że od uruchomienia pierwszego bloku nie zdarzyła się w nich poważniejsza awaria. Wyraźnie pokazuje to, że spotykane nieraz przekonanie, iż rosyjski reaktor oznacza reaktor niebezpieczny, jest całkowicie niesłuszne. Przez cały okres eksploatacji seria była ciągle modyfikowana i ulepszana przez