/Поглед.инфо/ Уважаеми читатели!
Моля ви, въоръжете се с търпение. Прочетете и осмислете същността на статията. Отговорът на въпроса ще научите към края.
Навсякъде в текста под реактор трябва да се разбира: реакторна установка (РУ), ядрена паропроизвеждаща установка (ЯППУ), или ядрен остров (ЯО) - съгласно терминологията за новите проекти.
Използване на термините Поколение (Generation) I, Поколение II, Поколение III, поколение III+ и Поколение IV
Тези термини са въведени около 2000 г. в една американска програма наречена “Generation IV Nuclear Energy Systems” и свързания с нея Международен Форум Поколение IV (GIF). Техният фокус е Поколение IV, който се свързва с проект за бъдещ реактор, предвиден за промишлена експлоатация около 2030 г. Новият термин Поколение IV наложи след това да бъдат дефинирани термините Поколение I до Поколение III+.
Усилията да се създадат логични дефиниции понякога реферират към датата, когато даден проект е готов за въвеждане в експлоатация, друг път към характеристиките на проекта или към неговите функции, а понякога към това дали проекта отговаря на изискванията на производителите на електроенергия (Utility Requirements). Има два типа изисквания на производителите, известни като американски и европейски изисквания. Американските (Utility Requirements Document) изисквания са разработени в Калифорния от Electric Power Research Institute като изисквания за характеристиките и функциите на проекта, които купувачите трябва да предявяват към доставчиците. Този тип изисквания са публикувани за първи път пред 1990 г. и след това периодично са актуализирани.
Европейските изисквания (European Utility Requirements) са разработени през 1994 г. от група от най-големите европейски производители на електроенергия (Utility). Те са едно сходно на американските изисквания описание на изискванията на Западноевропейските производители към доставчиците на такова оборудване. Логични и обосновани дефиниции на различните поколения реактори са най-общо невъзможни, доколкото различните проекти се развиват непрекъснато, имайки различни комбинации от характеристики и функции. Нещо повече, съществуват разногласия за това кой проект към кое поколение принадлежи. Доставчиците и съответните държави са заинтересовани да твърдят, че техните проекти принадлежат към възможно най-новото поколение и да обясняват че конкурентните проекти са от по-старо поколение.
Най-общо:
Проектите от Поколение I са ранните прототипи на промишлените ядрени реактори, а Поколение II са реакторите, които се експлоатират по света в момента. Поколение III се считат като подобрени варианти на Поколение II с отчитане на поуките от тяхната експлоатация. Тези подобрения са главно по отношение на безопасността и икономичността (Поколение IV се свързват допълнително и с подобрения по отношение нерегламентирано разпространение на ядрения материал, физическата защита и затворени горивни цикли). Поколение III+ се считат за по-нататъшно подобрение на Поколение III, но дефиниция на това какво означава “по-нататъшно подобрение” не се посочва.
По-долу е представен списък от характеристики и функции, реферирани в различни обяснения за разликите между различните поколения. Много от тях са качествени и предполагат субективна преценка, като “повишен”, “стандартизиран”, “опростен”, “по-висок” и др. Други от тези характеристики и функции са специфични. Логични и обосновани дефиниции на различните поколения реактори са най-общо невъзможни, доколкото различните проекти се развиват непрекъснато, имайки различни комбинации от характеристики и функции. Нещо повече, съществуват разногласия за това кой проект към кое поколение принадлежи. Доставчиците и съответните държави са заинтересовани да твърдят, че техните проекти принадлежат към възможно най-новото поколение и да обясняват че конкурентните проекти са от по-старо поколение.
Списък на реакторите ВВЭР
| Generic reactor type | Reactor plant model | Whole power plant |
| VVER-200 | - | prototype VVER |
| VVER-440 | V-179 | Novovoronezh 3-4, prototype VVER-440 |
| V-230 | Kola 1-2, EU units closed down | |
| V-213 | Kola 3-4, Loviisa, Paks, Dukovany, Bohunice V2, Mochovce | |
| VVER-640 | V-407 | (under development), Gen III+ |
| VVER-300 | V-478 | (under development. based on VVER-640), Gen III+ |
| VVER-600 | V-498 | (under development, based on V-491), Gen III+ |
| VVER-1000 | V-187 | Novovoronezh 5, prototype VVER-1000 |
| V-320 | most Russian & Ukraine plants, Kozloduy 5-6, Temelin | |
| V-338 | Kalinin 1-3, Temelin 1&2, S. Ukraine 2 | |
| V-446 | based on V-392, adapted to previous Siemens work, Bushehr | |
| V-413 | AES-91 | |
| V-428 | AES-91 Tianwan and Vietnam, based on V-392, Gen III | |
| V-412 | AES-92 Kudankulam, based on V-392, Gen III | |
| V-392 | AES-92 – meets EUR standards, Armenia, Khmelnitsky 3-4, Gen III | |
| V-392B | AES-92 | |
| V-466 | AES-91/99 Olkiluoto bid, developed from V-428, Gen III | |
| V-466B | AES-92 Belene/ Kozloduy 7, developed from V-412 & V-466, 60-year lifetime | |
| VVER-1200 | V-392M | AES-2006 by Moscow AEP, Novovoronezh, Seversk, Central, S.Urals, Developed from V-392 and V-412, Gen III+ |
| V-491 | AES-2006 by StP AEP, Leningrad, Baltic, Belarus, Akkuyu?, developed from V-466 and V-428, Gen III+ | |
| VVER-1200A | V-501 | (concept proposal) AES-2006, Gen III+ |
| VVER-1300 | V-488 | AES-2006M, Gen III+ |
| VVER-TOI | V-510 | AES-2010, Gen III+ |
| VVER-1500 | V-448 | (under development), Gen III+ |
| VVER-1800 | (concept proposal) | |
| VVER-SCP | V-393 | (concept proposal), supercritical, Gen IV |
Източник: http://www.world-nuclear.org/info/inf45.html
Проект А-92 на АЕЦ Белене:
Реакторите от типа ВВЕР-1000/ В-466 притежават повишено ниво на безопасност, както и подобрени технически и икономически показатели. Главните предимства в сравнение със съществуващите АЕЦ с реактори ВВЕР – 1000 от предишните поколения, са следните:
- осигурено е бързо и надеждно прекратяване на верижната реакция на делене в активната зона на ректора чрез две отделни напълно независими системи за контрол на реактивността на реактора;
- дублирани са всички функции по безопасност, което се постига чрез използване както на активни системи за безопасност, така и на пасивни такива включително пасивна система за отвеждането на остатъчна топлина – СПОТ и пасивна система за филтриране на пространството между двете защитни обвивки);
- пасивните системи за безопасност са проектирани така, че да могат да приведат поддържат блока в безопасно състояние за време най-малко 24 часа.
- предвидена е четирикратна резервираност на активните системи за безопасност;
- използва се специална защитна конструкция, която да предпазва от възможни аварии. Тази конструкция се състои от първична защитна обвивка (containment), изградена от предварително напрегнат стоманобетон и покрита с херметична метална обвивка, и вторична защитна обвивка от стоманобетон, които могат да издържат въздействието на широк спектър от вътрешни и външни събития (включително удар на голям пътнически самолет);
- предвидено е специално устройство („core catcher”), което е предназначено за улавянето и задържането на разтопената активна зона на реактора при тежки аварии, водещи до разтапяне на ядреното гориво и пробиване на корпуса на реактора. Това устройство гарантира запазване на целостта на защитната обвивка и предотвратяване на изхвърлянето на силно радиоактивни вещества в атмосферата.
- сумарна стойност на честотата на повреждане на активната зона от вътрешни и външни въздействия 5.1.10-7.Тази стойност е показател за много високо ниво на безопасност на проекта.
- 60 години срок на експлоатация на основното оборудване
- очакваното общо количество кондиционирани РАО, които изискват последващо съхраняване, е по-малко от 50 m3 на година за един блок.
Всичко това води до постигане на едно качествено ново ниво на безопасност, което може да се определи като еволюционен проект с реактор от трето поколение.
Проектът на реакторната установка ВВЭР-1000/В-466Б е специално разработен за АЕЦ “Белене”. Работата по него е започнала през 2007 година.
За основа на техническото задание са послужили изискванията за практически пълно съответствие с изискванията на EUR. Според използваните технически решения беленският проект е най-близък до В-392 (В-412) който може да се счита за референтен.
Както се вижда от таблицата – действащите два енергоблока на АЕЦ “Тянван” – Китай и първи блок на АЕЦ “Куданкулам” – Индия (В-412), който е готов за пускане са от трето поколение.
Бележки
1. Проект А-92 е и сертифициран за съответствие с изискванията на EUR.
2. В документа COM(2008)776 final от 13.11.2008г. на Комисията на Европейските общности, озаглавен «Съобщение на Комисията до Европейския парламент, Съвета и Икономическия и Социален Комитет:
„Актуализиране на примерната ядрена програма в контекста на втория стратегически енергиен преглед” се излагат основните аспекти на безопасността на електроснабдяването, необходимите инвестиции, условията за инвестиране, и се дават препоръки за трайното безопасно използване на ядрената енергия в ЕС. В този документ се съдържа следната препоръка: в ЕС за строителство на нови АЕЦ следва да бъдат разглеждани само проекти с нива на безопасност и сигурност, съответстващи на III-то поколение, или с допълнително подобрени такива нива. В т. 3.2.3 на същия документ са посочени следните примери за реактори от поколение III, които са в процес на изграждане или лицензиране: новостроящите се ядрени блокове с 1600 MW-ви реактори от типа „Европейски водоводен реактор” (European Pressurized Water Reactor – EPR), които се изграждaт в АЕЦ „Олкилуото” – Финландия и във Фламанвил – Франция, както и двата блока на АЕЦ «Белене» в България по проект А-92.
3. «В проекта на АЕЦ Белене са осигурени важни технически решения за справяне с целия спектър от аварии, предвиден за проектите от Поколение III+.» (IAEA Report for the EXPERT MISSION to Review the additional safety assessment report “stress test” of the Belene NPP in line with the new IAEA Requirements ,Bulgaria,12 – 16 December 2011) – http://www.bnsa.bas.bg/bg/facilities/belene/expert-mission-final-report.pdf , стр. 6