Atrinkus strateginį Visagino atominės elektrinės investuotoją Japonijos korporaciją „Hitachi“, Visagine bus statomas trečiosios kartos ABWR – Advanced Boiling Water Reactor (pažangusis verdančiojo vandens reaktorius). Kokia tai technologija, kuo ji skiriasi nuo kitų technologijų, ar yra saugi ir tinkama Lietuvai? Visus šiuos klausimus ir pabandysiu trumpai apžvelgti.

Šiuo metu pasaulyje eksploatuojami 432 komerciniai (energetiniai) branduoliniai reaktoriai, kurių bendra galia siekia 365 837 MW. Daugiausia veikia suspaustojo vandens reaktorių PWR (beveik 62 % pagal skaičių arba 67 % pagal galią), antroji vieta tenka verdančiojo vandens reaktoriams BWR (per 19 % pagal skaičių ir daugiau kaip 21 % pagal galią). Sunkiojo vandens reaktoriai (daugiausia Kanados CANDU) sudaro beveik 11 % (kiek daugiau negu 6 % pagal galią); dujomis aušinami reaktoriai (didžioji jų dalis – Jungtinėje Karalystėje) – per 4 % (galia apie 2,5 %); RBMK reaktoriai – apie 3,5 % (galia netoli 3 %); veikia ir vienas greitųjų neutronų reaktorius FBR (pagal skaičių tai sudaro tiktai 0,23 %, o pagal galią apie 0,15 %).

Pažangusis verdančiojo vandens reaktorius ABWR

Atominė elektrinė su ABWR reaktoriumi skiriasi nuo elektrinės su BWR reaktoriumi ne tiek principine technologine schema, kiek modernesniu reaktoriumi, pagerinta jo sauga, paprastesne konstrukcija, lengvesniu valdymu ir didesniu ekonomiškumu (pav.).

Kas leidžia ABWR reaktorius laikyti trečiosios ar net trečiosios plius kartos reaktoriais, vieninteliais tokio saugos lygio esančiais ne projekto stadijoje, o jau realiai veikiančiais AE? Paminėsiu keletą esminių bruožų, kurie skiria ABWR nuo senųjų BWR reaktorių bei užtikrina, kad AE su ABWR reaktoriais dėl techninių priežasčių iš principo yra neįmanoma tai, kas įvyko Japonijos Fukušimos atominėje jėgainėje.

• ABWR reaktoriaus apsaugos sistema yra visiškai kompiuterizuota (skaitmeninė), todėl yra paprastesnis ir patikimesnis eksploatacinio personalo darbas, reaktoriaus valdymas.

• Įrengtos net trys nepriklausomos ir dubliuojančios saugos sistemos. Skirtingai negu BWR reaktoriuose, minėtos sistemos yra visiškai mechaniškai ir fiziškai atskirtos. Jos įjungtos skirtingose patalpose, prijungtos prie atskirų dubliuotų energijos šaltinių. Sutrikus netgi dviem saugos sistemoms, trečioji pilnai užtikrins reaktoriaus stabdymą ir aušinimą.

• Įrengta aktyviosios zonos izoliavimo aušinimo sistema (RCIC), veikianti sustabdyto reaktoriaus gaminamu garu ir aušinanti aktyviąją zoną visiškai nepriklausomai nuo kitų išorinių ar vidinių energijos šaltinių veikimo. Ši sistema leidžia aušinti sustabdytą reaktorių ne tiktai dingus išoriniam energijos tiekimui, bet ir sugedus įprastiems atsarginiams elektros generatoriams (dyzeliams, akumuliatoriams ir pan.).

• Modernizuota aktyviosios zonos avarinio aušinimo sistema susideda iš trijų nepriklausomų posistemių. Vienos ar dviejų posistemių išėjimas iš rikiuotės nesukelia pavojaus reaktoriaus aušinimui;

• ABWR reaktoriuose, be 3 avarinių dyzelinių generatorių, įdiegta dar viena papildoma sistema – dujų turbina, skirta elektros energijos gamybai ir apsaugai nuo visiško elektros energijos tiekimo praradimo bei elektros energijos tiekimui svarbioms, bet saugai nekritiškoms sistemoms praradus išorinį elektros tiekimą.

• Atsisakyta išorinių recirkuliacijos siurblių ir vamzdynų, sumontuoti tiktai vidiniai recirkuliacijos siurbliai. Tuo pačiu iki minimumo sumažėja avarijos, kurios metu galėtų būti prarandamas šilumnešis, reikalingas reaktoriaus aušinimui, tikimybė.

• Įrengtos keturios atskiros nepriklausomos dubliuotos saugos sistemų loginės ir valdymo grandinės.

• Valdymo strypų judesio mechanizmai aprūpinti tikslaus pozicionavimo sistema. Tai leidžia tiksliau keisti reaktoriaus galią paleidžiant, stabdant, keičiant galią.

• Reaktoriaus korpusas pagamintas iš mažaanglio plieno, siekiant padidinti atsparumą korozijai vidinė korpuso dalis padengta korozijai atsparaus plieno sluoksniu. Toks korpusas atsparesnis iš reaktoriaus aktyviosios zonos sklindančios spinduliuotės poveikiui, yra ilgaamžiškesnis

• Didžioji korpuso dalis (beveik 1000 t masės) iškalta iš vientiso ruošinio, todėl korpusas turi mažiau suvirinimo siūlių ir atvamzdžių, žemiau aktyviosios zonos nėra nė vienos angos, kurios skersmuo būtų didesnis negu 5 cm. Visa tai padidina korpuso integralumą ir sumažina galimybę prarasti aušinančio šilumnešio aktyviąją zoną.

• Siekiant garantuoti maksimalų atsparumą seisminiam aktyvumui apsauginis reaktoriaus kevalas su reaktoriaus korpusu sudaro vientisą integruotą, žemės drebėjimams atsparią konstrukciją.

• Po reaktoriaus korpusu įrengtas ypač storas bazaltu sustiprintas gelžbetoninis pagrindas, galintis „sugaudyti“ ir sulaikyti lydalą, prasiskverbusį pro reaktoriaus korpusą mažai tikėtinų ypač sunkių avarijų atveju.

• Eksploatacijos trukmė pailgėjo iki 60 metų. Anksčiau statytų BWR ir kitokių reaktorių projektinė eksploatacijos trukmė buvo apie 30 metų.

• Be to, ABWR reaktoriams būdingos ir kitos gerosios BWR reaktorių savybės: galios savireguliacija (inherent safety – vidinė sauga); mažas energijos išsiskyrimo tankis aktyviojoje zonoje (apie 50 kW/l lyginant su 100 kW/l PWR reaktorių) ir kt.

Pažymėtina, kad 1997 m. JAV Branduolinės saugos reguliavimo komisija (NRC) ABWR reaktoriaus projektui suteikė sertifikatą, pripažindama, kad šio reaktoriaus saugos lygis viršija NRC keliamus saugos užtikrinimo reikalavimus tokiems reaktoriams. ABWR reaktoriai taip pat yra licencijuoti ir sertifikuoti Japonijoje ir Taivanyje. ABWR reaktoriaus modelis yra taip pat patvirtintas kaip atitinkantis Europoje keliamus reikalavimus (EUR) pažangiems reaktoriams.

Taigi, ABWR reaktorius yra sukurtas pagal patobulintus ankstesnius Europos, Japonijos ir JAV BWR reaktorių projektus, atsižvelgiant į ilgametę šių reaktorių eksploatavimo patirtį bei panaudojant geriausias jų savybes ir yra vienintelė praktikoje išbandyta tokio saugos lygio technologija.

Prof. Jonas Gylys

Kauno technologijos universiteto Energetikos technologijų instituto direktorius