ROSYJSKA ENERGETYKA JĄDROWA

Pompy ciepła | Oświetlenie LED, żarówki LED | Kolektory słoneczne | Certyfikat energetyczny | Podłogówka

ROSYJSKA ENERGETYKA JĄDROWA...  Pomimo trudności w rozwoju energetyki jądrowej w latach 80., wywołanych głównie katastrofą czarnobylską, Rosja obecnie  przystąpiła znów do rozbudowy tego przemysłu. Jego dzisiejszy  stan charakteryzuje zestawienie elektrowni jądrowych będących w eksploatacji  (Tabela 1).

Tu jest miejsce na reklamę.
Zobacz cennik

Tabela 1.  Czynne elektrownie jądrowe 
(wg. <www.world-nuclear.org>, luty 2005 r.)

Nazwa elektrowni 

Typ reaktora

Moc elektryczna netto, MWe

Data przekazania do eksploatacji

Bałakowo

WWER

950

5/86-12/93

Biełojarsk

BN

560

11/81

Bilibino

EGP

11

4/74-1/77

Kalinin-1

WWER

950

6/85-3/87

Kalinin-2

WWER

950

12/04

Kola-1

WWER

411

12/73-2/75

Kola-2

WWER

411

12/82-12/84

Kursk

RBMK

925

10/77-2/86

Leningrad

RBMK

925

11/74-8/81

Nowoworonież-1

WWER

385

6/72-3/73

Nowoworonież-2

WWER

950

2/81

Smoleńsk

RBMK

925

9/83-1/90

Wołgodońsk

WWER

950

3/01

Razem

21743

-

POŁOŻENIE GEOGRAFICZNE ROSYJSKICH ELEKTROWNI JĄDROWYCH
(wg. http://rosatom.ru/?razdel=12>)

Oznaczenia:  WWER - Wodo-Wodianoj Energeticzeskij Reaktor (reaktor wodny ciśnieniowy), inaczej: np. VVER - 440, gdzie 440 - moc w MW;
BN - reaktor o neutronach prędkich (rozmnażający, reaktor prędki);
EGP - reaktor grafitowy chłodzony wodą;
RBMK - Reaktor Bolszoj Mosz'cz'nosti Kanalnyj (reaktor kanałowy chłodzony wodą, typu czarnobylskiego);
Leningrad - elektrownia w Obwodzie Leningradzkim o nazwie: "Elektrownia Leningradzka", nie mylić z dawną nazwą miasta Leningrad, obecnie - Sankt Petersburg;
ROSENERGOATOM - nazwa energetycznego koncernu;

Tabela 2.  REAKTORY  W  BUDOWIE
(wg. <www.world-nuclear.org>)

Przewidywany rok rozpoczęcia eksploatacji

Nazwa elektrowni

Typ reaktora

Moc netto, w MWe

2008

Wołgodońsk

WWER

950

2010

Bałakowo

WWER

950

2010

Kalinin

WWER

950

2010

Biełojarsk

BN

750

2011

Bałakowo

WWER

950

?

Kursk

RBMK

925

Razem

4675

Rozbudowa kurskiej elektrowni stoi pod znakiem zapytania.

Tabela 3. PLANY BUDOWY LUB ZAMÓWIENIA

Nazwa

Typ reaktora

MWe

Początek budowy

zamiana reaktorów istniejących

Leningrad

WWER

1500

2012-2015

Nowoworonież

WWER

950

2016

Kursk

WWER

1500

2016-2019

reaktory nowe

Kursk-6

WWER

950

?

Baszkir-1

WWER

950

2012

Północno - zachodnia

BWR

300

2011

Smoleńsk-4 WWER 950 2012

Baszkir-2

WWER

950

2014

Wołgodońsk-3

WWER

950

2015

Wołgodońsk-4

WWER

950

2017

Tatar-1

WWER

950

2016

Smoleńsk NPP-2;1 i 2

WWER

950

2017-2019

Tatar-2 WWER 950 2018
Południowy Ural WWER 950 2016-2019
Nowoworonież-7 WWER 950 2016
Baszkir-3 i 4 WWER 1500 2018-2020
Tatar-3 WWER 1500 2020
Biełojarsk-5 BREST 300 2020

BWR - Boiling Water Reactor - reaktor z wrzącą wodą
BREST - pierwszy reaktor o neutronach prędkich, chłodzony ciekłym ołowiem

Długoterminowe plany  koncernu  ROSENERGOATOM,  do 2050 r., przewidują budowę reaktorów prędkich pracujących w cyklu zamkniętym (tzn. z przerobem paliwa wypalonego). Zakłada się eliminację w energetyce paliw kopalnych. Począwszy od 2020-2025 r.,  produkcja energii będzie oparta głównie na reaktorach prędkich. Optymistyczny scenariusz przewiduje zainstalowanie w elektrowniach jądrowych  do 2050 r.  - reaktorów o łącznej mocy 90 GWe.

Wielką rolę zaczynają odgrywać  projekty nowych reaktorów o poziomie bezpieczeństwa odpowiadającemu zachodnim standardom. Obecnie, uwaga konstruktorów jest skupiona na reaktorze czwartej generacji WWER - 1000 o mocy elektrycznej 950 MWe. Znany jest pod nazwą AES-92 (atomnaja elektrostancija). Reaktor tego typu buduje się już w Indii, przeznaczony jest również dla elektrowni "Nowoworonież 6 i 7". Jego sprzedaż przewiduje się także Chinom.

W marcu 2004 r. w Moskwie odbyło się posiedzenie europejskiej koordynacyjnej grupy ds. opracowania założeń bezpieczeństwa dla elektrowni jądrowych (EUR), w której udział wzięli przedstawiciele Francji, Włoch, Szwecji, Rosji oraz projektanci z ROSENERGOATOM-u,  moskiewskiego instytutu ATOMENERGOPROJEKT, biura konstrukcyjnego GIDROPRESS i naukowego centrum "KURCZATOWSKI INSTYTUT". Poświęcone było ocenie bezpieczeństwa rosyjskiej elektrowni AES-92 z reaktorem WWER - 1000. W 2003 r. projekt był skierowany do EUR  z prośbą o przeprowadzenie analizy bezpieczeństwa zgodnie z europejskimi normami w tym zakresie. Z wnioskiem takim - po dokładnej wstępnej analizie dokumentacji -  wystąpiło francuskie stowarzyszenie EDF. Oczekuje się, że prace zostaną zakończone  do 2006 r. i rosyjska elektrownia jądrowa stanie się siódmą z kolei, zatwierdzoną przez klub EUR ( do którego należy dziesięć europejskich organizacji zajmujących się eksploatacją elektrowni) -  do budowy i eksploatacji na terenie Unii Europejskiej.

Przy projektowaniu AES-92 dążono do maksymalnego ograniczenia tzw. "czynnika ludzkiego", który w znacznym stopniu wpływa na poziom bezpieczeństwa eksploatacji. Dlatego na szeroką skalę zastosowano  bierne i kombinowane systemy bezpieczeństwa, wytrzymałą zewnętrzną obudowę bezpieczeństwa, dodatkowy - o dużym stopniu pewności - system biernego odprowadzanie ciepła z rdzenia itp. Konstrukcje barier bezpieczeństwa praktycznie uniemożliwiają wydostanie się substancji promieniotwórczej poza teren elektrowni. Stworzenie inherentnych cech bezpieczeństwa i zastosowanie autonomicznych, o dużym stopniu pewności,  źródeł zasilania awaryjnego -  w przypadku zaniku napięcia, wywołanego np. awarią systemu energetycznego, typu - "black-out" - pozwalają zapobiec naruszeniu pracy głównych technologicznych układów elektrowni. Reaktor posiada ważną zdolność do samoregulacji: przy wzroście temperatury chłodziwa lub mocy następuje samoczynny proces zmniejszania intensywności reakcji łańcuchowej i w efekcie - mocy, czyli występuje ujemne temperaturowe sprzężenie zwrotne.

Ważną cechą elektrowni AES-92 jest zdolność do pracy w zmiennym reżimie obciążenia, co ma zasadnicze znaczenie dla podtrzymania częstotliwości w systemie energetycznym. Jest to istotna zmiana  charakterystyki  elektrowni jądrowych w ogóle, gdyż dotychczas były przeznaczone do pracy podstawowej, wymagającej dużego czasu użytkowania, tzn. posiadały małą zdolności manewrowania. 

 

Rys. 1. Schemat elektrowni AES-92 
PRB - pręty regulacyjne i bezpieczeństwa, GPC - główna pompa cyrkulacyjna, TR - transformator

 

 

Rys. 2. Konstrukcja reaktora WWER - 1000 <http://www.rosatom.ru>

1 - górny blok, 2 - napędy PRB, 3 - śruby mocujące pokrywę,   4 - rura technologiczna, 5 - uszczelnienie, 6 - zbiornik ciśnieniowy reaktora, 7 - blok rur ochronnych, 8 - szyb reaktora, 9 - przegroda rdzenia, 10 - kasety paliwowe, 11- izolacja cieplna reaktora, 12- pokrywa reaktora, 13 - PRB, 14 - elementy (pręty) paliwowe, 15 - wpust nastawczy

Podstawowe parametry reaktora

Średnica wewnętrzna 4155 mm
Wysokość reaktora 10880 mm
Wysokość rdzenia  3550 mm
Ciśnienie robocze 16 MPa
Temperatura chłodziwa: na wejściu - 289 st. C; na wyjściu - 320 st. C
Masa zbiornika 304 ton
Masa paliwa 75000 kg
Wzbogacenie paliwa w izotop U-235: 4,4 - 3,3 %
Średni czas pracy między przeładunkami paliwa:  7000 h
Moc cieplna 3200 MWt
Moc elektryczna 1000 MWe

Rys. 3. Montaż rur ochronnych prętów regulacyjnych i bezpieczeństwa na irańskim reaktorze

Rozwój  wielkich, nowoczesnych reaktorów w Rosji jest oparty na założeniu uzyskania następujących ekonomicznych wskaźników: 
koszt wytwarzania energii - nie większy od 3 ?/kWh,
koszt inwestycji     - poniżej 1000 $/kW,
okres eksploatacji - co najmniej 50 lat,
współczynnik wykorzystania mocy - nie mniejszy od 90 %

Ostatnio ROSENERGOATOM przystąpił do pierwszoplanowego zadania: projektowania reaktora WWER - 1500, jako podstawowej jednostki dla energetyki. Zakończenie przewidziano na rok 2007, a przekazanie do eksploatacji - w latach 2012 - 2013. Wstępnie na miejsce budowy wybrano Kursk i Obwód Leningradzki, gdzie obecnie pracuje osiem reaktorów typu czarnobylskiego (RBMK), których stopień bezpieczeństwa - po katastrofie czarnobylskiej-   został zwiększony w znacznym stopniu.


ROSYJSKA ENERGETYKA JĄDROWA

Promocje: