Láncreakció

Aszódi Attila információs blogja a Paksra tervezett új blokkokkal kapcsolatban

Miért a VVER-1200 technológiát választotta Magyarország a Paks II. projekt megvalósításakor?

2017. szeptember 25. 18:12 - Prof. Dr. Aszódi Attila

Atomerőmű létesítési projektek során fontos, hogy a beruházó egy olyan – a biztonságot a középpontba helyező – követelményrendszert tartson szem előtt, amely kialakítása során a nukleáris energia alkalmazására vonatkozó jogszabályi követelményeket és előírásokat, valamint a befogadó ország sajátosságait is figyelembe veszi. Magyarországon az 1996. évi CXVI törvény, az úgynevezett Atomtörvény rendelkezik az atomenergia használatának egyértelmű feltételeiről. Az egyik alapelv, hogy „az atomenergia alkalmazása által okozott kockázat ne legyen nagyobb, mint más tevékenységek társadalmilag elfogadott kockázata”. Az Atomtörvény előírja a nemzetközi előírásokkal is összhangban levő hazai szabályozás kialakítását, amivel az atomerőművekre vonatkozó biztonsági követelmények betartathatóak. Az Atomtörvényben előírtakkal összhangban kiadásra került a 118/2011. Kormányrendelet, valamint ennek mellékleteként a Nukleáris Biztonsági Szabályzatok (a továbbiakban NBSZ), amelynek hatálya a „Magyarország területén létesíteni kívánt, valamint a már üzemelő nukleáris létesítményekre, azok rendszereire és rendszerelemeire, a nukleáris létesítménnyel kapcsolatos tevékenységekre és az e tevékenységet végzőkre terjed ki”, célja a nukleáris energia biztonságos használatának biztosítása.

Atomerőmű létesítése esetén a hazai vonatkozó jogszabályok mellett az iparágra jellemző módon figyelembe kell venni a nemzetközi szervezetek ajánlásait, valamint az atomerőművek üzemeltetése során világszerte felhalmozott tapasztalatot, tudást is. Napjainkban a japán Fukushima Dai‑ichi atomerőmű blokkjainak balesete tapasztalatainak figyelembevétele szintén alapvető követelmény.

Ha kialakítjuk a műszaki és nukleáris biztonsági követelményrendszert, ennek fényében értékelhetjük az egyes potenciális reaktorszállítók által kínált technológiákat és vethetjük össze ezek jellemzőit.

Jelen írásban bemutatom, hogy a piacon elérhető reaktortechnológiák tulajdonságainak és az európai, valamint a hazai követelményeknek az ismeretében a Roszatom konszern által kínált atomerőművi technológia a legmegfelelőbb a Paks II. projekt megvalósítására, továbbá ez az egyetlen, ami a hazai műszaki és nukleáris biztonsági követelményeket képes teljesíteni.

Atomerőmű típusa, generációja

A jelenleg üzemelő atomerőművi blokkok döntő többsége könnyűvíz hűtésű, könnyűvíz moderátoros reaktorral szerelt, ezen belül is legnépszerűbbek (több mint 60% részesedéssel) a nyomottvizes (PWR – Pressurized Water Reactor) típusok. A második legelterjedtebb a forralóvizes reaktor (BWR – Boiling Water Reactor) technológiájú atomerőmű, ennek az elfogadottsága azonban a fukushimai atomerőmű-baleset következtében jelentősen csökkent.

A PWR és BWR technológiákról röviden

A BWR reaktorokban a reaktor aktív zónájában a hűtőközegként használt víz (normál üzemvitel során) elforr, majd az így keletkezett gőz hajtja meg a gőzturbinát. A turbina által előállított mechanikai energiát a generátor alakítja át villamos energiává. A turbinából távozó fáradt gőzt kondenzálják, majd visszavezetik a reaktorba. A BWR erőművekben emiatt nincs szükség gőzfejlesztőre, kétkörös hűtőrendszert alkalmaznak.

A PWR reaktorokban a fent leírtakkal szemben a reaktor aktív zónájában nagy nyomású víz hűti a fűtőelemeket, a turbinát meghajtó gőz egy speciális hőcserélőben, a gőzfejlesztőben keletkezik. A gőzfejlesztő közbeiktatásával elérhető, hogy a zónát hűtő radioaktív közeg ne érintkezzen a turbinával. A PWR erőművek ezért háromkörös hűtőrendszert alkalmaznak.

A BWR és PWR reaktortípusok elvi felépítése (Forrás: NRC)

A jelenleg építés alatt álló reaktorok esetében még tovább nőtt a PWR-ek dominanciája, immár 80%-nyi részesedést is meghaladva, miközben a BWR-ek részesedése 10% alá csökkent. Hasonlóan csekély az egyéb reaktortípusok (pl. nehézvizes blokkok) részesedése a most épülő blokkok között, ezek az erőműtípusok ráadásul olyan addicionális technológiákat is igényelnek az üzemeltetésük során (pl. nehézvíz üzem), amelyekkel kapcsolatban Magyarországon nincsen sem tapasztalat, sem infrastruktúra. A keletkező kiégett üzemanyag sokkal kisebb mennyisége is a PWR technológia mellett szól, szemben a nehézvizes reaktortechnológiával.

Figyelembe véve a technológiai jellemzőket és a piaci tendenciákat, valamint azt a tényt, hogy nyomottvizes reaktorok építésére, üzemeltetésére és karbantartására hazánkban jelentős szakértelem gyűlt össze a Paksi Atomerőmű jelenlegi blokkjainak üzeme alatt, a szóba jövő reaktortípusok PWR-ekre korlátozása abszolút megalapozott és szükségszerű hazánk esetében.

A jelenleg a piacon elérhető nyomottvizes reaktorok közül csupán néhány olyan típus van, amely a jelenleg legkorszerűbbnek számító 3. vagy a még fejlettebb, ún. 3+ generációba tartozik. Mivel csak a 3., ill. 3+ generációs reaktorok képesek a jelenleg érvényes szigorú hazai nukleáris biztonsági követelményrendszer teljesítésére, csak ezek kerülhettek szóba az új paksi blokkok esetén, preferálva a 3+ generációt, amely még fejlettebb biztonsági megoldásokkal rendelkezik.

Dióhéjban az atomerőművek generációiról

A nukleáris energia hasznosítása egy viszonylag fiatal energiatermelési mód. Az első, főként prototípus reaktorokat az 50-es évek második felében és a 60-as években építették, ezeket nevezzük 1. generációs atomerőműveknek, ilyenek jelenleg már nem üzemelnek a világon.

Az 1. generációs erőművek üzemeltetése során összegyűjtött tapasztalatok alapján fejlesztették ki a 2. generációs típusokat, amik főként a 70-es, 80-as, kisebb részben a 90-es években épültek. A jelenleg üzemelő atomerőművek döntő többsége 2. generációs atomerőmű, köztük a paksi blokkok is.

A 2. generációs atomerőművek üzemeltetési és biztonsági tapasztalatainak felhasználásával, az eltelt időben fejlesztett elemzési, tervezési módszerek segítségével születtek meg a 3. generációs reaktortípusok a 90-es években. A fejlesztés fő irányvonalai a biztonság növelése, a gazdasági versenyképesség javítása, a nukleáris védettségi szempontok és a fenntarthatósági követelmények figyelembevétele voltak.

A 3. generációs reaktorok további optimalizálása a kétezres években a 3+ generáció létrejöttét eredményezte – ezek a technológiai alapon nem élesen elkülönülő típusok főként biztonsági szempontból tekinthetők sokkal fejlettebbnek. A 3+ generációs reaktorok többségében a tervezési alapon túli események kezelése és a passzív működésű biztonsági rendszerek kiemelt használata már alapvető követelmény. Ezen típusok tervezésekor a korábbinál jóval nagyobb figyelmet fordítottak a külső eredetű veszélyforrásokkal szembeni ellenállóképesség kialakítására, egyes blokkok például már egy nagy utasszállító repülőgép rázuhanásának is képesek ellenállni.

Az atomerőművek generációi

A jelenleg elérhető, legalább építési fázisban levő 3. vagy 3+ generációs nyomottvizes reaktorok az alábbiak: AP1000 (Westinghouse), APR-1400 (KEPCO), EPR (Areva), VVER-1200 (Rosatom). Az Atmea-1 (MHI-Areva) típus építése még nem kezdődött meg sehol, a tervek szerint a törökországi Sinop telephelyen épülhetnek a jövőben ilyen blokkok. Ennek a típusnak a készültségi szintje és referenciái ugyanakkor jelentősen elmaradnak a többi felsorolt típusétól, így ez nem tárgya a további vizsgálatoknak.

Blokkméret, hálózatba illeszthetőség

A jelenleg érvényes energiastratégia (Nemzeti Energiastratégia 2030) az atomenergia kb. 40%-os részesedésének fenntartását célozza meg hosszú távon a hazai villamosenergia-termelésben. Ez a jelenleg üzemelő paksi blokkok 2032-2037 között várható leállítását követően – a hazai villamosenergia-fogyasztás előrejelzett növekedését is figyelembe véve – legalább 2000 MW atomerőművi kapacitás hosszú távú üzemelését igényli.

A piacon elérhető, a nukleáris biztonsági követelményeknek megfelelő nyomottvizes blokkok bruttó egységkapacitása 1100-1700 MW között változik. A hazai villamosenergia-rendszer adottságait (energiaellátás biztonsága, üzembiztonság, rendszerszabályozás, tartalékok), az egyes típusok rendszerbe illesztésének költségeit figyelembe véve az extrém nagy reaktorméret (azaz az EPR 1600-1700 MW nettó teljesítményű blokkja) nem megfelelő a hazai villamosenergia-rendszer számára.

Nukleáris biztonsági jellemzők, követelményeknek való megfelelés

A hazai nukleáris biztonsági szabályozás kiindulópontja a Nemzetközi Atomenergia Ügynökség égisze alatt elfogadott, hazánk által is ratifikált Nukleáris Biztonsági Konvenció (CNS – Convention on Nuclear Safety), valamint az Európai Unió közös nukleáris biztonsági alapdokumentuma, a Nukleáris Biztonsági Direktíva (EURATOM 2014/87 direktíva). Ezen alapdokumentumok követelményei jelennek meg a hazai Atomtörvényben, illetve az NBSZ-ben.

Általános biztonsági elvárások

A hazai szabályozás – a fent bemutatott nemzetközi szabályozással összhangban – nem kizáró jellegű, vagyis nem ad kizárólagosságot egy adott atomerőmű-típusnak, meghatározza azonban azokat a minimum követelményeket, amelyeket egy új építésű atomerőműnek feltétlenül teljesítenie kell. Ezek a minimum követelmények az elmúlt időszakban – részben a fukushimai atomerőmű-baleset következtében, részben a már korábban is felmerült biztonsági kérdések kezelésére – jelentősen szigorodtak. A szigorítások közül érdemes kiemelni az NBSZ által meghatározott követelményeket új atomerőművi blokkok esetére. Az új blokkoknál az ún. zónaolvadási gyakoriság kritériuma szigorodott a most üzemelő reaktorokhoz képest (10-5/év a korábbi 10-4/év értékkel szemben), illetve ezeknél az új reaktoroknál az engedélyesnek igazolnia kell azt, hogy a jelentős vagy korai radioaktív kibocsátás a balesetek során gyakorlatilag kizárható („practically eliminated”). (Az NBSZ 10-6/évben korlátozza a nagy vagy korai kibocsátással járó eseményláncok összegzett gyakoriságát.)

Szigorításokra a jövőben is számítani kell, hiszen a nukleáris biztonság folyamatos fejlesztése az iparág egyik fő elvárása. A tudomány fejlődésével meghatározott új eredmények, illetve az üzemeltetési tapasztalatok úgy kerülnek visszacsatolásra a tervezés folyamatába, hogy a szabályzatok előírják az atomerőművek biztonsági szintjének folyamatos felülvizsgálatát, és szükség esetén további növelését. A fentieket figyelembe véve olyan megoldások választása a célszerű, amelyek kellő tartalékokkal bírnak. Mindezek alapján belátható, hogy a Magyarországnak megfelelő reaktortípus kiválasztásának egyik legfontosabb szempontja a szigorú biztonsági követelményeknek való megfelelés, azzal a kitétellel, hogy amennyiben lehetséges, adott esetben a jelenlegi követelményeken is túlmutató biztonsági paraméterek álljanak fenn.

A legfontosabb és legösszetettebb szempontrendszer a nukleáris biztonságé. A fukushimai tapasztalatok figyelembe vétele (amely már a hazai szabályozásba is bekerült) mindenképp azt indokolta, hogy kimondottan 3+ generációs atomerőművi blokktípus kerüljön kiválasztásra, ami a fukushimai tapasztalatok hasznosítása mellett a külső (természeti és emberi eredetű) veszélyforrásoknak való ellenálló-képesség növelését, illetve a súlyos balesetek kezelésére beépített rendszerek telepítését is jelenti. Magyarország egyértelmű érdeke „Fukushima-álló” reaktortípus beszerzése, amely a komplex üzemzavarok és súlyos balesetek megfelelő kezelhetősége mellett egy nagy utasszállító repülőgép rázuhanásával szemben is kellő mértékben ellenálló. Ez utóbbi elvárás csak robusztus, kettős falú konténmenttel (kettős falú hermetikus reaktor védőépülettel) teljesíthető. A súlyos balesetek kezeléséhez az olvadt üzemanyag megbízható lokalizációja és hűtése szükséges, ami az olvadék-kezelő rendszerek meglétét feltételezi. Alapvető követelmény az ún. mélységi védelem elvének alkalmazása, és a különböző mélységi védelmi szintek megfelelő elválasztása is. Emellett a kiégett üzemanyag tárolómedencéit is méretezni kell különböző súlyosságú üzemzavarokra és külső veszélyeztető tényezőkre. A hatályos jogszabályi előírások mellett a magyar fél által megfogalmazott követelmények az ún. EUR (European Utility Requirements) követelményrendszert is alapul vették.

A koreai fejlesztésű APR-1400 reaktortípus – noha bizonyos fejlett biztonsági megoldásokat is tartalmaz – nem felel meg több alapvető, fent említett követelménynek (pl. hiányzik a duplafalú konténment, négyszeres helyett csak kétszeres redundancia adott a biztonsági villamosenergia-betáplálásban, stb.), emiatt nem kezelhető 3+ generációs típusként, így nem tárgya a további vizsgálatoknak.

A magyar NBSZ 3/A kötetének 3a.2.1.2400 pontja szerint „A biztonság szempontjából fontos rendszereket, rendszerelemeket hasonló feltételek között kipróbált, bevált konstrukciós megoldásokat alkalmazva kell tervezni. Ettől eltérő esetben olyan technológiákat és termékeket kell alkalmazni, amelyek alkalmazhatóságát megvizsgálták és igazolták. Az új tervezési megoldások esetében, amelyek eltérnek a műszaki gyakorlatban bevett megoldásoktól, az alkalmazhatóságot adekvát kutatásokkal, tesztekkel, más alkalmazásokban szerzett tapasztalatok elemzésével biztonsági szempontból igazolni kell.”

A kipróbált rendszerek szempontjából az evolúciós reaktortípusoknak (EPR, VVER-1200) nyilvánvaló előnye van az innovatív (radikálisan új műszaki megoldásokat alkalmazó) típusokkal (pl. AP1000) szemben, hiszen előbbieknek a tervezési üzemzavarok kezeléséhez szükséges rendszerei alapvetően már üzemelő atomerőművekben is alkalmazott, bevált, kipróbált berendezéseken alapulnak. A VVER-1200 esetében ilyen referencia – a kettős falú konténment vagy az olvadékcsapda szempontjából – a megépült és azóta már üzemelő kínai Tianwan atomerőmű AES-91 típusú blokkjai, illetve az orosz Novovoronyezs-II atomerőmű első üzemelő blokkja. További ilyen blokkok építése, illetve üzembe helyezése is zajlik több országban.

A Paks II. atomerőmű 5-ös és 6-os blokkjának látványterve

Kettős falú hermetikus védőépület

A biztonsági rendszerek között feltétlenül kiemelendő a kettős falú konténment követelménye, amely a magyar fél konkrét előírásai közt is szerepel. Általánosan elmondható, hogy kettős falú konténment esetén a belső konténmentfal alapvetően a radioaktív anyagok lokalizálásában, létesítményen belül tartásában játszik szerepet, míg a külső fal a külső eredetű veszélyforrások (pl. repülőgép rázuhanás, meteorológiai hatások stb.) ellen biztosít védelmet. Teljes értékű kettős konténment esetében – azaz amikor a külső fal a teljes belső konténmentet körülveszi és hermetikusan lezárja – a két fal közötti zárt térrész, az ún. annulus további védelmi szintet jelent, hiszen ebben az esetben az annulus légtere depresszió alatt tartható, az ott lévő közeg elszívható és szűrhető, azaz a belső fal esetleges szivárgása esetén is megakadályozható a radioaktív anyagok környezetbe jutása. Ezt – a két konténmentfal közötti zárt térrészből való elszívást, az erre szolgáló szellőztető és szűrő rendszer meglétét – az NBSZ is előírja.

A robusztus konténment jelentősége és a konténment hűthetősége a fukushimai baleset egyik fontos tanulsága is, a konténment üzemzavari nyomáscsökkentésre tervezett rendszere, az ún. szűrt leeresztés ugyanis gyakorlatilag használhatatlan volt a cunami által sújtott japán blokkokban.

Egyértelmű, hogy a kettős falú konténment nagyobb védelmet nyújt a környezetnek (és a reaktornak), mint a régebbi típusoknál alkalmazott egyszeres falú védőépület. A VVER-1200 – az EPR-hez hasonlóan – két teljes értékű különálló, zárt védőépülettel rendelkezik, az annulus a két fal közötti teljes térrészben zárt, így a belső fal egészét körülveszi a szekunder (külső) konténment. A konténment hűtése kellő redundanciával bíró hűtőrendszerekkel minden üzemállapotban biztosított.

A VVER-1200 reaktor kettősfalú konténmentjének sematikus ábrája

Az AP1000 típus ezzel szemben csak ún. részleges kettős konténmenttel rendelkezik, a belső teljes konténment hermetikusan zárt, kb. 5 cm vastag acélfalból készült, míg a külső, vasbeton fal (védőépület) nem hermetikusan zárt, azon nyílások találhatóak a belső konténment passzív hűtéséhez szükséges levegőáramlás biztosítására. Az annulusnak ebben az esetben csak az alsó része zárt, innen biztosított az elszívás. Az EUR követelményrendszere az annulus térrészeinek minél jelentősebb összeköttetését ajánlja az elszívás biztosításának érdekében.

Az EPR és a VVER-1200 konténment rendszere két, teljes értékű hengeres falból és az azt lezáró kupolákból áll, amelyek egyenként kb. 1 m vastagságú nagy szilárdságú vasbeton szerkezetek (a belső fal előfeszített vasbeton). A teljes szekunder konténment nyilvánvalóan lényegesen jobb védelmet tud nyújtani a külső hatások (pl. tűz, robbanás, vegyi anyagok, repülő tárgyak) ellen, emellett lehetővé teszi a teljes annulus (a konténment falak közötti gyűrűs térrész) atmoszférájának ellenőrzését és tisztítását a primer konténment esetleges sérülése esetén. A teljes kettős konténment – a külső konténmentfal zártsága és a belső konténment vastag vasbeton fala miatt – a repülőgép-rázuhanás esetén is jobban védett mind a repülőgép mechanikai hatásai, mind pedig a becsapódást követő kerozintűz elleni védelem tekintetében.

A VVER-1200 technológiát alkalmazó Leningrád-II. atomerőmű konténmentje építés alatt (Forrás: rosatom.hu)

Az AP1000 esetében a részleges kettős konténment felvet biztonsági aggályokat, ebben az esetben ugyanis a külső védőépület nem szivárgásmentes, az annulus felső része pedig közvetlen összeköttetésben áll a környezettel, onnan az elszívás, az esetlegesen megjelenő radioaktív anyagok kiszűrése nem lehetséges. Ennek következtében az AP1000 külső védőépületének nincs nyomástartó vagy lokalizációs funkciója. Komplex üzemzavarok és súlyos balesetek (TAK – tervezési alap kiterjesztésébe tartozó üzemállapotok) esetén az AP1000 konténment nyomáscsökkentésére a belső konténment tartály falán keresztüli hőelvonás alkalmazható, amelyhez a külső védőépület nyílásain keresztül kialakuló természetes levegőáramlásra és a védőépület tetején elhelyezkedő víztartályokból történő passzív befecskendezésre is szükség van. Ez a megoldás biztonsági szempontból kevésbé robusztus, mint a teljes kettős falú konténment, a gyengébb lokalizációs funkció mellett bizonyos külső hatások is jelentősebben érinthetik a típust. Kérdéses például repülőgép-rázuhanás vagy külső tűz esetén a belső konténment megfelelő védettsége, illetve a passzív konténment hűtés rendelkezésre állása. A víztartályok sérülése vagy a természetes levegőáramlási útvonal károsodása esetében az AP1000 csak a konténment szűrt leeresztésével képes a konténment nyomás csökkentésére, ez azonban – a Paks-2 projektben előírt követelmények alapján – elkerülendő TAK üzemállapotokban.

Pihentető medence elhelyezése

Fontos kérdés – a fukushimai baleset tapasztalatai alapján is – a kiégett üzemanyag védelme a külső hatásokkal szemben, valamint a kiégett üzemanyag hőelvonásának biztosítása komplex üzemzavarok esetében. A Paks-2 projektben megfogalmazott követelmények a fent említett tapasztalatokra alapozva (és a biztonságot szem előtt tartva) minden besugárzott üzemanyagra ugyanolyan védelmi szintet írnak elő a külső veszélyeztető tényezőkkel szemben, függetlenül attól, hogy az adott üzemanyag a reaktorban, vagy a pihentető medencében található-e. A kiégett üzemanyag tárolására szolgáló pihentető medence lényegesen jobb védettséggel rendelkezik a külső veszélyeztető tényezőkkel szemben, amennyiben azt a konténmenten belül helyezik el (és természetesen még jobb a környezet védelmének szintje, ha a konténment kettős falú). Ezt a megoldást alkalmazzák a VVER-1200 esetében, míg az EPR és az AP1000 típusoknál a kiégett üzemanyagok pihentető medencéje a konténmenten kívül található. Ez szintén a VVER nagyobb biztonsági tartalékát eredményezi. (Az EPR esetében az üzemanyagkezelő épület külső védelme megegyezik a konténmentével, az AP1000 esetében azonban ez a védelmi szint kérdéses például a repülőgép-rázuhanással szembeni védelem tekintetében.)

Zónaolvadék kezelése súlyos balesetek során

Szintén fontos kérdés a zónaolvadással járó súlyos balesetek kezelése a különböző reaktortípusoknál. A Paks-2 projektben megfogalmazott követelményrendszer szerint a radioaktív anyagok lokalizációjában szerepet játszó fizikai gátak tervezésénél konzervatív elveket kell alkalmazni az ún. szakadékszél-hatás elkerülése céljából, azaz ezeket a gátakat jelentős biztonsági tartalékokkal kell megtervezni. (Ezt az ajánlást egyébként a Nemzetközi Atomenergia Ügynökség biztonsági útmutatói [No. SSG-2] is tartalmazzák.)

Fejlett biztonsági szintet jelent a zónaolvadással járó súlyos balesetek esetére a VVER-1200-ban és az EPR-ben is alkalmazott zónaolvadék-csapda. Ez a biztonsági rendszer – a nukleáris üzemanyag megolvadásával járó, tervezési alap kiterjesztésébe tartozó – súlyos baleset esetén is képes az olvadt üzemanyag befogadására és lehűtésére az ún. ex-vessel fázisban (a reaktortartály falának prognosztizált sérülése után). Ennek az EPR és a VVER-1200 reaktoroknál alkalmazott zónaolvadék csapda rendszernek a megbízhatósága lényegesen nagyobb, mint az AP1000 típusban alkalmazott ún. IVR stratégia (in-vessel retention – zónaolvadék reaktortartályon belüli megtartása a reaktortartály falának külső hűtésével) megbízhatósága, utóbbinál a reaktortartály esetleges sérülése esetén ugyanis általában nincs további telepített rendszer az üzemanyag-olvadék kezelésére. Az amerikai nukleáris biztonsági hatóság számításai szerint a reaktortartály falának sérülése a tartály külső hűtése esetén is viszonylag nagy valószínűséggel előfordulhat nagyobb teljesítményű reaktorok, így az AP1000 esetén, ami a szükséges tartalékok meglétét kérdőjelezi meg az AP1000 reaktorra.

A VVER-1200 zónaolvadék-csapdájának 3D modellje

Fenti – és további, itt nem részletezett – szempontok alapján egyértelmű, hogy a Paks-2 projekttársaság által megfogalmazott, a fukushimai tapasztalatokat is figyelembe vevő szigorú nukleáris biztonsági és műszaki követelményrendszernek csak a VVER-1200 technológia felel meg.

Egyéb (üzemeltetési és engedélyezési tapasztalatok)

A típusok értékelésekor mindenképp figyelembe kell venni azt is, hogy a jelenlegi paksi blokkok szintén orosz (szovjet) tervezésűek, ennek következtében hazánkban az elmúlt három évtizedben több, mint 120 reaktorévnyi üzemeltetési, karbantartási, engedélyezési és oktatási tapasztalat halmozódott fel az orosz nyomottvizes reaktorokkal kapcsolatban, továbbá szoros együttműködés alakult ki az orosz tervezőkkel, kivitelezőkkel, kutatókkal, valamint a hasonló erőműveket üzemeltető társaságokkal. (Meg kell jegyezni, hogy a mostani paksi blokkok még 2. generációs, a hetvenes években tervezett típus tagjai, így természetesen attól jelentősen eltér a VVER-1200 blokkok dizájnja, sok ponton – pl. szerkezeti anyagok, szerelvények, rendszerek felépítése – azonban nagyban hasonlít a VVER-440-éhez.) Ez a tapasztalat a projekt megvalósítása, majd az üzemeltetés időszakában a működtetés, a karbantartás és adott esetben az üzemzavarok kezelése területén nagyon komoly előnyökkel jár, amit szintén figyelembe kell venni az értékelés során.

A Paksi Atomerőmű turbinacsarnoka (Forrás: atomeromu.hu)

Az új blokkok kapcsán felállított követelményrendszerrel kapcsolatban elmondható, hogy kiemelt szerepet kapott a fukushimai tapasztalatoknak való megfelelés, illetve a „Fukushima-állóság” követelménye. Ennek a követelménynek a teljesülését a szállítónak igazolnia kell. A fent említett rendszerek – és egyéb biztonsági megoldások – garantálják a VVER-1200 ellenálló képességét a fukushimaihoz hasonló kezdeti eseményekkel és egyéb külső hatásokkal szemben.

2 komment

A bejegyzés trackback címe:

http://aszodiattila.blog.hu/api/trackback/id/tr1412883422

Kommentek:

A hozzászólások a vonatkozó jogszabályok  értelmében felhasználói tartalomnak minősülnek, értük a szolgáltatás technikai  üzemeltetője semmilyen felelősséget nem vállal, azokat nem ellenőrzi. Kifogás esetén forduljon a blog szerkesztőjéhez. Részletek a  Felhasználási feltételekben.

kissiú 2017.09.27. 13:08:19

Professzor úr!

1. Ezt 2014-ben, a döntés meghozatala előtt miért nem tette közzé?

2. Ha ezt tegnapelőtt írta, miért nincs egy szó sem benne a finnországi VVER1200-as reaktor problémáiról?
24.hu/fn/gazdasag/2017/09/20/a-finn-hatosag-nem-engedelyezte-a-roszatom-eromuvet/

ortegay 2017.09.29. 20:09:21

Az említett hivatkozás nem a finnországi atomerőmű építés megtiltásáról szól. Tolódnak az engedélyek.
Ha az emlékeim nem csalnak, Paks2 építése valójában az 1980-as évek közepén elkezdődött. Két 1000 MW-os blokk építéséről volt szó. A jelenlegiek elődje. És ha jól emlékszem, a Bechtel cég komplex programja alapján a megvalósítás az utolsó talicska betonig meg volt tervezve. www.bechtel.com/
A talajcsere megtörtént a leendő blokkok helyén. Itt ért véget a mutatvány. A politika a Bős - Nagymaros körüli történések miatt visszalépett az egésztől.
Aki akár csak felületesen nyomon követte az atomenergetika történéseit, azt nem érte meglepetésként a VVER1200 választása.