Evropský tlakovodní reaktor (EPR)

1. Hlavní cíle vývoje společné pro projekty EPR a SWR

Vysoký standard bezpečnosti současných elektráren je mimo jiné založen na spolehlivém a odpovídajícím způsobem komplexním systému redundantního zařízení aktivní bezpečnosti. Dosažení tohoto bezpečnostního standardu znamená vysoké investiční náklady a značné výdaje na provoz a údržbu za personál a zařízení. Budoucí jaderné elektrárny mohou být ekonomicky konkurenční pouze tehdy, když náklady na výrobu energie budou sníženy vzhledem k nákladům u současných elektráren BWR a PWR nebo elektráren spalujících pevná paliva.
Framatome ANP s podporou francouzských a německých energetických společností vyvinul velký vývojový PWR a BWR o střední kapacitě s pasivními systémy určenými pro pokrytí krátkodobých a střednědobých potřeb při současném dosažení ekonomické životaschopnosti a provozní bezpečnosti. Hlavní cíle projektů EPR a SWR od samého počátku byly (a) dále zvyšovat úroveň bezpečnosti vzhledem k bezpečnosti stávajících jaderných elektráren ve Francii a Německu, již velmi vysoké, tím že budou méně závislé na zásazích operátora, sníží se rizika spojená se ztrátou zdrojů elektřiny a s radiologickými úniky, (b) splnit s nízkými náklady výrobu elektřiny z jiných zdrojů. Náležitě se také uvážilo snížení zbývajícího rizika přiřazeného ke sledu nadprojektových havárií.
Existuje několik postupů, které lze použít pro dosažení těchto cílů za předpokladu, že každý z těchto postupů zajistí dosažení vysoké úrovně výkonu. Například snížení závislosti na zásazích operátora a důsledky ztráty elektrických zdrojů může vést buď ke zvýšení počtu automatických procesních funkcí a úrovně redundance elektrických zdrojů, nebo ke zvýšení počtu pasivních komponentů.
Výroba elektřiny s nízkými náklady je také dosažitelná kombinací vlivu velikosti, zjednodušení projektu a standardizace zařízení.

2. Hlavní charakteristiky projektů EPR a SWR

Hlavní společné projektové charakteristiky obou projektů jsou:

• Aktivní zóna reaktoru s nízkou hustotou výkonu
• Velká zásoba vody uvnitř primárního systému EPR nebo tlakové nádoby reaktoru (TNR) SWR pro zvýšení tolerance zařízení k normálním provozním režimům,
• Dostatečná tlaková kapacita kontejmentu schopná pojmout vodík vznikající při oxidaci zirkonu v případě vážné havárie.
• Retenční kapacita koria1 uvnitř budovy reaktoru (EPR) chlazením koria v prostoru záchytu (spreading area) nebo uvnitř TNR (SWR) pasivním chlazením vnějších stěn TNR2,
• Flexibilní délka provozního cyklu (1 až 2 roky) se středním vyhořením až 65 GWd/t,
• Krátké odstávky elektrárny pro překládku paliva, údržbu a servis, aby se zajistila vysoká využitelnost elektrárny
• Kratší doba výstavby elektrárny než u současných PWR a BWR
• Provozní životnost elektrárny 60 let

Dále se budeme zabývat pouze EPR.

3. EPR, vývojový reaktor s největší kapacitou

3.1 Historie projektu EPR

Evropský tlakovodní reaktor o elektrickém výkonu až 1750 MWbrutto je evolučním výsledkem firem Framatome a Siemens vyvíjeným z tlakovodních reaktorů, které jsou v současnosti v provozu v Německu a ve Francii, a potřebným jako náhrada stárnoucích elektráren a k udržení a posunutí technického know-how kupředu. Největší část vývojových prací financuje a technicky dozoruje Electricité de France (EDF) a největší německé energetické společnosti provozující jaderné elektrárny. Po sloučení jaderných aktivit firem Framatome a Siemens v lednu 2001 byl projekt EPR začleněn do společnosti Framatome ANP – AREVA a Siemens.
Bylo nutné vést mnohá jednání, než byly provozovatelé a dodavatelé schopni stanovit společnou bázi bezpečnosti budoucího produktu i přes rozdílné národní technické předpisy a standardy. Určení základních požadavků na bezpečnost budoucích tlakovodních reaktorů v lednu 1995 skupinou Groupe Permanent Réacteur a německou Commission for Reactor Safety ( Komise pro bezpečnost reaktorů) poskytlo základ pro technický návrh společného projektu EPR. Celkový návrh NSSS (nuclear steam supply system - jaderný systém pro výrobu páry) budoucí jaderné elektrárny byl koncipován a navržen v průběhu fáze základního projektu započaté v únoru 1995. Cílem této fáze bylo poskytnout informace nezbytné pro vypracování předběžné bezpečnostní zprávy pro povolovací řízení v Německu nebo ve Francii. Generované informace byly navíc tak podrobné, aby umožnily spolehlivý propočet nákladů pro celou elektrárnu v Německu nebo ve Francii.
Za úřady pro jadernou bezpečnost byla spolupráce také zajištěna francouzsko-německým organizačním výborem (DFD), tvořeným německým ministrem pro životní prostředí a francouzským Direction de la Surete des Installations Nucléaires (DSIN). Podobně jako DFD také národní poradní výbory, německá Komise pro bezpečnost reaktorů a francouzská Groupe Permanent Réacteur, vytvořily společnou pracovní skupinu. Technické posouzení koncepce EPR provedly společně pracovní skupiny Gesellschaft für Reaktorsicherheit (GRS) Německa a Institute de Protection et de Suret´Nucláire (IPSN) Francie.

3.2 Bezpečnostní cíl EPR

Filozofie současného projektu se třemi úrovněmi bezpečnosti je rozšířena o čtvrtou úroveň bezpečnosti, aby se omezilo zbývající riziko nadprojektových havárií. Jsou zavedena opatření pro další zvýšení prevence nadprojektových havárií a jejich zmírnění stejně jako pro vnější události, jako je zemětřesení, povodně, ztráta napájení z vnějšího zdroje a pád letadla. Projekt EPR poprvé zahrnuje další technická opatření pro zabránění roztavení aktivní zóny a zmírnění jeho následků. V případě EPR se aplikovaly následující principy pro zajištění požadované úrovně bezpečnosti za normálních provozních i havarijních podmínek a snížení pravděpodobnosti náhodných událostí nebo havárií přerůstajících do nadprojektové havárie:

• Zjednodušení bezpečnostních systémů, čímž se předejde zbytečné složitosti
• Čtyři subsystémy bezpečnostních systémů
• Konstrukční oddělení jednotlivých redundantních subsystémů bezpečnostních systémů
• Ochrana proti porušení systémů v jedné divizi způsobenému poruchou v jiné divizi

Jsou zavedena technická opatření pro snížení pravděpodobnosti výskytu havárií s roztavením aktivní zóny vlivem vnějších událostí na podstatně méně než 10-6 reaktor/rok. EPR tak nabízí dostatečné rezervy pro globální cíl 10-5/r/rok pro četnost roztavení aktivní zóny v nových elektrárnách, stanovených skupinou International Nuclear Safety Advisory Group (INSAG-3) při IAEA. Kromě toho jsou prakticky vyloučeny úniky, které by vyžadovaly evakuaci nebo přemístění mimo bezprostřední blízkost elektrárny a jejichž pravděpodobnost je výrazně nižší než pravděpodobnost havárií s roztavením aktivní zóny. V souladu s požadavky francouzsko-německých orgánů je elektrárna navržena tak, aby během prvních 24 hodin nebylo zapotřebí rozsáhlých reakcí na havarijní stav. Evakuace nebo přemístění obyvatelstva je omezeno na bezprostřední okolí elektrárny a použití potravin je omezeno na sklizeň z prvního roku po havárii.


3.3 Ekonomické cíle EPR

EPR umožňuje výrazné zlepšení nákladů na výrobu energie, které jsou asi o 10% nižší než náklady na výrobu energie u v současnosti nejmodernějších jaderných elektráren. Kromě toho jsou náklady na výrobu u EPR dokonce o 10 až 20% konkurenčnější než náklady na výrobu u velkých plynových elektráren s kombinovanými cykly.
Zvýšená ekonomická konkurenčnost s EPR spoléhá na několik oblastí zdokonalení:

- nižší investiční náklady na instalovanou Mwe,
- větší hodnota faktoru využitelnosti elektrárny
- snížení provozních nákladů a nákladů na údržbu
- a efektivnější využití paliva, což navíc vede k nižší produkci radioaktivního odpadu.

Tepelný výkon EPR, vyšší než výkon v současnosti provozovaných elektráren PWR, zajistí lepší ekonomičnost. Výběr parogenerátorů s ekonomizérem a pokročilými parními turbínami umožní zvýšit tlak na výstupu parogenerátoru na 78 bar a celkovou účinnost na 36%, vynikající hodnota pro PWR, uváží-li se nižší tlak ostré páry ve srovnání s elektrárnami spalujícími fosilní palivo. Nejvyšší možný průtok chladiva a růst teploty byly zvoleny podle současné provozní zkušenosti.
Snížené náklady na provoz a údržbu vyplynou z projektových charakteristik implementovaných proto, aby se zkrátily odstávky na překládku paliva (16 dnů), doba potřebná pro provozní prohlídky a snížilo se ozáření. Zjednodušení údržby se dosáhne zlepšením přístupnosti zařízení a jeho standardizací a prováděním servisu zařízení během provozu. Snížení provozních nákladů se docílí také prodloužením kampaně až na 2 roky, výsledkem nižší četnosti rychlého odstavení reaktoru v kombinaci s kratšími odstávkami na překládku paliva bude využitelnost nad 90%.
Snížení nákladů na palivový cyklus se dosáhne vyšším průměrným vyhořením, až 65 GWd/t, a vsázkami se sníženým únikem neutronů. Návrh aktivní zóny nabízí vysoký stupeň flexibility pro přizpůsobení délky cyklu, nižší spotřebu uranu a opatření pro recyklaci plutonia.
Uvážíme-li předpokládanou využitelnost elektrárny nad 90%, výkon 1600 Mwe a projektovanou životnost 60 let, náklady na elektrárnu a náklady na výrobu energie jsou jasně příznivější než náklady jakékoliv jiné alternativy v evropských podmínkách.

4. Hlavní provozní charakteristiky EPR

4.1 Návrh kontejmentu

Výsledkem posouzení možných variant technologie kontejmentu bylo pro EPR přijetí návrhu kontejmentu s dvojitou betonovou stěnou. Požadavek na hermetičnost lze zajistit bez provedení oblícovky kontejmentu. Nicméně jako s další rezervou se uvažuje o implementaci částečné kompozitní oblícovky. Vnější stěna z armovaného betonu má dovršit systém dvojitého kontejmentu a chránit kontejment před vnějšími riziky.
Vnitřní stěna z předpjatého betonu také umožní provádět integrální tlakovou zkoušku na vzduchu při projektovém tlaku a tím zajistí pozitivní důkaz konstrukční pevnosti a hermetičnosti kontejmentu pro celý rozsah tlaku všech scénářů vážných havárií.

4.2 Integrita kontejmentu

Požadavek na omezení radiologických důsledků pro prostředí elektrárny i za podmínek vážné havárie zahrnuje přísné požadavky na kontejment jako poslední bariéru pro radioaktivní úniky. Projektový tlak kontejmentu poskytuje dostatek času pro spuštění systému odvodu tepla, který udržuje integritu kontejmentu i za podmínek vážných havárií. Maximální nastavení předpokládaného tlaku a teploty je udržováno pod projektovými hodnotami, aby se zachovala integrita kontejmentu. Po havárii s roztavením aktivní zóny se zvyšuje tlak a teplota vlivem vývinu vodíku, což vede k případné deflagraci, tvorbě nesrážlivých plynů a vývinu tepla od roztavené aktivní zóny. Díky vhodnému uspořádání kobek v kontejmentu a instalaci rekombinátorů vodíku zde neexistují zóny s vysokými koncentracemi vodíku.
Je zajištěn vyhrazený systém odvodu tepla kontejmentu, v první řadě proto, aby se omezilo zvyšování tlaku uvnitř kontejmentu po vážných haváriích a pak také pro rychlé snížení tlaku, čímž se omezí úniky štěpných produktů postulovanými netěsnostmi kontejmentu. Byl zvolen sprchový systém s výměníky tepla z důvodu jeho vysoké účinnosti, co se týče snížení tlaku a jeho schopnosti udržovat odpovídající dlouhodobé chlazení.


4.3 Zadržení koria

Aby bylo možné kontrolovat korium, které může být v průběhu vážných havárií vypuzeno z tlakové nádoby, byl přizpůsoben návrh reaktorové šachty. Dno šachty reaktoru je vyspádováno k prostoru záchytu, jehož účelem je zachytit zbytky aktivní zóny a oddělit je od nádrže pro uskladnění vody pro překládku paliva uvnitř kontejmentu (IRWST). V pozdější fázi havárie se voda použije pro chlazení roztavené aktivní zóny pasivním způsobem. Vzniklá pára se přivádí do ovzduší kontejmentu, kde se odstraní systémem chlazení kontejmentu určeným výhradně pro tyto následky havárií. Vzájemné působení betonu a roztavené aktivní zóny je vyloučeno použitím vrstvy odolné proti vysokým teplotám na dně šachty reaktoru a prostoru záchytu. Konstrukce kontejnmentu s dvojitou stěnou snese zatížení pocházející od přírodních nebezpečí a vnějších rizik způsobených člověkem.

4.4 Konfigurace bezpečnostních systémů

Důležité bezpečnostní systémy a jejich podpůrné funkce (bezpečnostní vstřikování, havarijní napájení, chlazení komponentů, havarijní elektrické napájení) jsou uspořádány v konfiguraci čtyř subsystémů3. Toto uspořádání obsahuje čtyři samostatné divize odpovídající těmto čtyřem subsystémům. Upřednostňuje se jednoduchý a přímočarý přístup k systémovému návrhu usnadňující operátorovi porozumět odezvám zařízení a také minimalizující změny konfigurace.
Hlavní částí bezpečnostního vstřikovacího systému je IRWST umístěná na dně kontejmentu a založená na vstřikování do studených větví RCS v krátkodobé fázi a do studených i horkých větví v dlouhodobé fázi. Spolu s výměníkem tepla v průtokové trase nízkotlakého havarijního čerpadla zajišťuje tato koncepce havarijní chlazení aktivní zóny bez potřeby sprchového systému kontejmentu pro projektové havárie (zmenšený sprchový systém je určen pro chlazení kontejmentu v případě vážných havárií). Bezpečnostní systémy jsou navrženy s čtyřnásobnou redundancí a každý z nich zajišťuje vstřikování do jednoho z okruhů systému chlazení reaktoru. Havarijní systémy chlazení aktivní zóny obsahují čtyři pasivní akumulátory a také čtyři vysokotlaké a čtyři nízkotlaké vstřikovací systémy. Kromě systémů na odvod zbytkového tepla na primární straně je také systém na sekundární straně pro zajištění odvodu tepla při ztrátě normální napájecí vody. Tento systém se skládá z havarijního vstřikovacího systému o čtyřech subsystémech, z nichž každý vstřikuje do jednoho z parogenerátorů. Energie přivedená do parogenerátoru se eliminuje systémem ostré páry. Pokud kondenzátor TG není využitelný z důvodu ztráty hlavního odvodu tepla, může se pára vypustit také do ovzduší z neporušených parogenerátorů.

IRWST v budově reaktoru slouží jak pro zásobu havarijní chladící vody tak pro zachycení vody unikající z jakýchkoliv netěsností v systému chlazení reaktoru v případě havárie.
Havarijní napájecí vodu na sekundární straně dodávají čerpadla poháněná elektromotory, z nichž každé je přiřazeno k jednomu ze čtyř nouzových diesel generátorů. Zvláštním rysem EPR je elektrické napájení havarijních čerpadel napájecí vody v systému 1 a 4 dvěma dalšími diverzními malými dieselgenerátory. Tato koncepce elektrárny také zajišťuje havarijní napájení parogenerátorů při současné ztrátě všech čtyř havarijních dieselgenerátorů. Tyto již zmíněné čtyřnásobně redundantní bezpečnostní systémy jsou umístěny v samostatné budově.

Jednotlivé subsystémy bezpečnostního vstřikovacího systému pro primární okruh reaktoru a havarijních systémů napájecí vody pro parogenerátory jsou umístěny na různých podlažích v divizích 1, 2, 3 a 4. Přiřazením systémů k různým divizím je zajištěno, že poškození jednoho systému nemůže ovlivnit ostatní systémy. Tyto čtyřnásobně redundantní systémy jsou dimenzovány tak, aby byla vždy zajištěna požadovaná bezpečnostní funkce alespoň dvou ze čtyř systémů. Je také zajištěna ochrana proti přírodním a vnějším rizikům. Bezpečnostní budovy pro divize 2 a 3 a také budova reaktoru a budova paliva (pro vyhořelé palivové kazety) mají dvojité stěny. Vnější stěna je dostatečně silná a vyztužená, aby odolala nárazu rychlého vojenského letadla. Divize 1 a 4 nepotřebují žádnou ochranu, protože jsou umístěny tak daleko od sebe, že pouze jedna divize může být nárazem letadla zničena. To by nemělo žádný vliv na funkci bezpečnostních systémů.

5. Současný stav projektu

Současný návrh EPR splňuje požadavky na bezpečnost stanovené německými a francouzskými bezpečnostními orgány, jak bylo potvrzeno pozitivním prohlášením povolovacích orgánů obou zemí.
Připravovaná energetická politika Francie se bude zabývat otázkou výstavby nových jaderných elektráren. Uvažuje se o výstavbě EPR, prvního svého druhu ve Francii, při které se shromáždí dostatek provozních zkušeností před zahájením obnovy celé elektrárenské soustavy.
Návrh EPR odpovídá požadavkům evropské energetické společnosti (EUR). Vzhledem k případné výstavbě ve Finsku potvrdilo předběžné posouzení bezpečnosti, které provedl Finský úřad pro radiaci a jadernou bezpečnost STUK na žádost Teollisuuden Voima Oy (TVO), že návrh evropského tlakovodního reaktoru je ve Finsku licencovatelný.
Návrh EPR zcela splňuje nejpřísnější požadavky ve smyslu jaderné bezpečnosti, provozní spolehlivosti a ekonomického provozu.
Poté se TVO rozhodl objednat reaktor EPR od konsorcia Areva/Siemens. Projekt je zahájen v lokalitě Olkiluoto.

------------------------------------
1 Korium je materiál vznikající roztavením aktivní zóny po hypotetické vážné havárii
2 Tento přístup umožňuje střední hladina výkonu SWR a velký průměr TNR
3 Čtyři subsystémy (trains) znamenají, že systémy v bezpečnostní třídě a související podpůrné systémy jsou čtyřnásobně redundantní


Jean-Pierre PY (Areva/Framatome ANP), Marcel SABATON (EDF)

zpět na úvodní stránku