ЕЛЕКТРОПРОИЗВОДСТВО – on line

АЕЦ Козлодуй - данни за електропроизводството

Генерация и товар на ЕЕС в реално време


ОВОС на проекта за седми блок на АЕЦ „Козлодуй“ – експертно мнение

18.11.2013

Остават броени дни и часове до заключителния акорд на СРЕЩИТЕ ЗА ОБЩЕСТВЕНО ОБСЪЖДАНЕ на Доклад за оценка на въздействието върху околната среда (ОВОС) с всички приложения към него на инвестиционно предложение: “ИЗГРАЖДАНЕ НА НОВА ЯДРЕНА МОЩНОСТ ОТ НАЙ-НОВО ПОКОЛЕНИЕ НА ПЛОЩАДКАТА НА АЕЦ “КОЗЛОДУЙ”. На 20 ноември от 10.30 часа в Дом на енергетика, Община Козлодуй, гр. Козлодуй започва последната среща. Колко голям е интереса към това изключително важно за страната и региона събитие предстои да видим. Приканвам всички, които имат мнение, или се интересуват от темата да присъстват. Ще бъде интересно. Очаква се изключителна активност, както от страна на противниците на ядрената енергетика, така и на партийно-политически играчи.

Радващо е, че всички материали по обсъждането са публични. Това даде възможност и на чуждестранните читатели на AtomInfo.Bgда се задълбочат в подробностите.

Предлагам ви статията по въпроса на руския ядрен експерт, редовен читател и приятел на сайта Сергей Смирнов.

 

Пътят ще победиш – само ако вървиш «Дорогу осилит идущий»

 

Скъпи приятели, колеги!

Искам искрено да уверя всички в моето уважение и да подкрепя вашата решимост да развивате ядрената енергетика в Република България, като най-прогресивен вид производство на електроенергия. Както и да се изменя политическата ситуация, въведените в експлоатация нови мощности ще останат за вашите потомци.

Доколкото формата на това мероприятие (общественото обсъждане на доклада по ОВОС на 20.11.2013 година) не ми е известен, ще се опитам да посоча няколко съществени факти, които като резултат могат да повлияят на избора на проекта за новия енергоблок. Нека се опитаме да ги разделим на три групи: икономика, технология, и радиационна безопасност на проектите. Разбира се, за база ще ни служат реални данни, и, с редки изключения, грешки в описанията.

 


Първа точка – икономика, възвращаемост на средствата, инвестиционна привлекателност на проекта

 

1. Принудени сме да се замислим над фактът, че проектът АР-1000 в ЕС (и в Република България в частност) в този случай се явява като FOAK (First-of-a-kind, първи проект от този тип). Информация и опит за работата на АР-1000 отсъства. Предварително да се предскажат всички сложности при експлоатацията е невъзможно.Освен по-високите икономически рискове, които не подлежат на обсъждане в рамките на ОВОС (трябва да отбележим, че във всички случай те ще трябва да се заплатят), съществува и риск при внедряването на новите технологии, който директно е свързан с безопасността (ЯРБ). Да се опитаме да оценим разликите. Компанията Westinghouse нееднократно заявяваше, че техническият дизайн на проекта е революционен, специално отделяйки своите решения от проектите за новите поколения с еволюционен технически дизайн. Целият свят не е прав? Въпросът е риторичен.  

        2. Макар и достатъчно точно изложени, данните по лицензирането на строителството на АЕЦ в САЩ, не отразяват съвсем правилно реалната картина на случващото се – реалното строителство е започнато на 2 площадки. Има информации за отказване от строителство. Във Великобритания, където свърши достатъчно много работа, компанията Westinghouse получи предварително одобрение на проекта – IDAC, след което няма никакво потвърждение за някакви официални действия за получаване на окончателна лицензия. Последната информация от регулатора е от 14.11.2011 година – това са технически въпроси по проекта АР-1000 и информация за издаване на предварително заключение (interlim DAC), като са останали неразрешени повече от 50 технически въпроси.

http://www.hse.gov.uk/newreactors/regulators-issue-interim-dac-soda-gda-key-milestone.htm

http://www.hse.gov.uk/newreactors/reports/step-four/technical-assessment/ap1000-onr-gda-sr-11-002-rev-0.pdf

Строящите се в КНР енергоблокове, съществено се различават по проекта и по локализацията, като пусковите срокове постоянно се отдалечават. Освен това, всичките три варианта (АР/САЩ, АР/Китай, незавършеният АР/Великобритания, който, съдейки по описанието ще бъде предложен на България) имат съществени отличия, както по технологията на строителството, така и по основното оборудване, което създава рискове от гледна точка на неопределеноста. За разлика от компанията Westinghouse, всички наши решения са проверени в Русия, и не носят в себе си никакви рискове.

В заключение на първата точка, нека си зададем въпроса, който заинтересува британския регулатор, отговорът на който не ми е известен.

На страница 48(62) по препратката http://www.hse.gov.uk/newreactors/reports/step-four/technical-assessment/ap1000-me-onr-gda-ar-11-010-r-rev-0.pdf четем:

«201 US licensing criteria limit the fuel centreline melt heat limit to 75kW/m; initial analysis (with potential non conservative assumptions) provided results of 73.7kW/m.

202 Through discussion Westinghouse explained that:

….

- Updated results determined a heat flux of 86.7 kW/m which exceeds the limit.»

Или на български:

В точка 201 се указва, че като критерий за лицензирането – US NRC ограничава линейното топлоотделяне на топлоотделящите елементи (ТОЕ) на 75 kW/m. Първичният анализ (като се отчитат консервативните предположения) довежда до стойност от 73,7 kW/m.

В точка 202 след напрегнати преговори компанията Westinghouse съобщи: – Обновените резултати (разчети) показват като стойност на топлинния поток 86,7 kW/m, която превишава лимита.

За справка, съгласно предварителната обосновка на безопасността, стойността на линейното енергийно натоварване, при което започва разрушаването на ТОЕ производство на компанията Westinghouse, за АР-1000 е 73,65kW/m. Стопяването на таблетките от уранов диоксид – това е разрушаване на първата бариера за безопасност, предпазваща от излизане в околната среда на продуктите на делението. Считам, че тази неопределеност трябва да бъде съобщена в рамките на обсъждането на доклада по ОВОС, където проектът АР-1000, фигурира като един от вариантите на новия енергоблок.

 

Точка втора – технологиите

 

        1. Струва си да се отбележи отсъствието на устройство за локализация на стопилката (УЛС) в проекта на компанията Westinghouse: изпълнението на заложената стратегия за удържане на стопилката при тежка авария в корпуса на реактора, изисква определени действия на персонала, и наличието на голямо количество функциониращи системи.

Указаното в таблицата във втората глава на ОВОС (фаил DOVOS_Chapter 2 – Alternatives.pdf, страница 46) наличие на система за задържане на стопилката в корпуса на реактора (КР) чрез заливането с вода на шахтата на реактора, качествено не съответства на степента на пасивност на решението с УЛС. Методически е погрешно да се приравнява подходът, основан на изчисления, без извършване на реални изпитания, към самостоятелното устройство.

        2. Както е известно, всички основни компании на пазара за реакторни технологии, заявяват срок за експлоатация на реакторната установка минимум 60 години. Обърнете внимание, че в проекта АР-1000 е невъзможна замяната на вертикалните парогенератори без отваряне на двете! херметични оболочки, едната от които е направена от специален, предварително напрегнат армиран бетон. За влиянието на нарушаването на целостта им върху якостните им характеристики няма да говоря, доколкото това е очевидно. Ще напомня, че в руските проекти, предвиждащи срок за експлоатация на парогенераторите ПГВ-1000МКП равен на срока за експлоатация на РУ (съгласно последните съобщения), в АР-1000 не се твърди нищо подобно, което означава, че ще се извършва планова замяна. Обърнете внимание – (Съгласно файла DOVOS_Chapter 2 – Alternatives.pdf, страница 47, максималният диаметър на ПГ за AP-1000 е 6096 mm, а диаметърът на транспортния шлюз – 4876,8 mm, точка 3.8.2.1.3 EquipmentHatches)

https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%203/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%203%20Section%203-8.pdf

В руските проекти, В-466Б и в двата варианта на изпълнение на АЭС-2006, замяната на хоризонталните парогенератори не предизвиква проблеми, защото той спокойно преминава птез транспортния шлюз (диаметър на шлюза – 10 m и около 5,5 m максимален диаметър на парогенератора).

Този въпрос се обсъжда в ядрената общност, поради многобройните случай, свързани с замяната на вертикалните ПГ на АЕЦ в САЩ, понякога довеждащи до решение за окончателно спиране на някой блокове. От гледна точка на обсъждането на доклада за ОВОС представлява интерес:

        вероятното нарушаване на целостта на последната бариера за безопасност – херметичната обвивка (контейнмънт);

        документално потвърден е фактът за нарастването на количеството на индикациите за затапване на топлообменните тръби на вертикалните парогенератори с голяма мощност.

Впрочем, задълбоченото обсъждане на въпроса, може да ни отведе в страни от темата на разговора.

        3. Да започнем вероятно с печатните грешки (4.7.2.1  AP-1000.):

 «Обвивката  на  ТОЕ  е  металокерамична  -  горивото  от  уранов  диоксид  с  висока плътност реагира съвсем слабо с обвивката при работни температура и налягане в активната  зона.  При  дефекти  на  обвивката,  високата  устойчивост на  урановиядиоксид спрямо действието на водата предпазва от влошаване на горивото, макар че може  да  се  появи  ограничена  ерозия  на  горивото.  Последиците  от  дефекти  на обвивката  са  значително  намалени  благодарение  на  способността  на  урановия диоксид да задържа продуктите на делене, включително тези, които са газообразни или  силно  летливи.  Изборът  на  материала  ZIRLO  за  обвивката  минимизира образуването на дефекти, които могат да доведат до радиоактивно изхвърляне към топлоносителя в първи контур.

Моделът  гориво,  който  ще  бъде  използван  при  реактор  AP-1000  е  подобрен,  в сравнение с  предходните, с това, че вибрациите в касетата са намалени. Този модел гориво вече се използва в някои централи. От въвеждането на 17×17 RFA (устойчива

ТОК)  на  Westinghouse  през  1998  г.,  общият  процент  на  течове  при  този  модел, включващ  всички  технически  решения на Westinghouse за  защита от частици, е 0.»

Страници 33, 34 от файла DOVOS_Chapter 4 – 4.7 to 4.15.pdf

 

Този текст не е съвсем точен - Оригинал:

3.2.4  Fuel Rod/Cladding Design

The AP1000 NPP fuel rods consist of cylindrical, ceramic pellets of slightly enriched uranium dioxide (UO2). These pellets are contained in cold-worked and stress-relieved ZIRLO tubing, which is plugged and seal-welded at the ends to encapsulate the fuel. Sintered, high-density uranium dioxide fuel reacts only slightly with the clad at core

operating temperatures and pressures. In the event of clad defects, the high resistance of uranium dioxide to attack by water protects against fuel deterioration, although limited fuel erosion can occur. The consequences of defects in the clad are greatly reduced by the ability of uranium dioxide to retain fission products, including those which are gaseous or highly

volatile. ZIRLO is an advanced zirconium-based alloy which has a high corrosion resistance to coolant, fuel, and fission products, and high strength and ductility at operating temperatures. Selection of ZIRLO cladding materials minimises the formation of defects that

can result in radioactive releases to the reactor coolant.The design of the fuel that will be used in the AP1000 NPP is an improvement over previous

designs in that vibrations in the assembly are reduced. This design has already been used in existing plants. Since the implementation of the Westinghouse 17×17 RFA in 1998 the overall leakage rate of this design, incorporating all the Wetinghouse debris protection features, is 0.»

https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/UKP-GW-GL-790%20Rev%201%20PDF%20Files%20-%20Public/UKP-GW-GL-790%20Rev4%20master2.pdf Страница 62 (85).

Пишат за керамични таблетки от уранов диоксид с покритие от циркониева сплав.

Нека да поразмислим върху текста, като отчетем, че първичният източник е гореуказаният файл, съставен от компанията Westinghouse.Тоест в този случай не става въпрос за критика на доклада.

Сега, за подобрения дизайн на горивото от гледна точка на вибрациите. Както писах по-рано на страниците на AtomInfo.Bg, при  АР-1000 се преминава от 12 футово (3658 mm) на 14 футово (4267 mm). Това е дължината на горивния стълб. Материалът за обвивките на ТОЕ за “късите” 17х17 RFA (Robust Fuel Assemblies) се съобщава в два варианта Zirlo/Zircaloy-4, броят на разбъркващите топлоносителя решетки е 3, разположени в горната част на касетата. За “дългия” вариант материалът на тръбичките е Zirlo, количеството на разбъркващите решетки – 4. Пишат за по-малък КХС (коефициент на хидравличното съпротивление) за компенсиране на съпротивлението на долния антивибрационен филтър.

https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%204/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%204%20Section%204-1.pdf

Представете си, че сте станали с 1/6 по-високи (например, от 180 сте “пораснали” до 210 сантиметра), по този начин ще станете ли по-устойчиви на напречно или надлъжно въздействие? Надали. Все пак детайлите за изменението на конструкцията са недостъпни за мен.

Като имаме предвид неотдавнашните събития на АЕЦ “Кршко”, в Словения, с горивото 16х16 квадрат, за нулево разхерметизиране на квадрата да се говори е сложно. В техническото описание на американските и европейските проекти с АР-1000 е указано гориво 17х17 RFA XL, специално разработено за проекта АР-1000. От тази гледна точка, като се има предвид, че от 1998 година до сега нито един блок по този проект не е работил и минута, да се говори за нулев отказ на специалното гориво за АР-1000, не е възможно без опасения.

В третата глава беше поменато за съмнения относно неутронно-физическите параметри на новите касети, посочени в обосновките към регулатора:

4.3.2.7.3.Prediction of the Core Stability. This core will be slightly less stable than the 12-foot (3.658 m), 157 assembly cores with respect to axial xenon oscillations because the active core height has been increased by 24 inches (60.96 cm).

Или на български: Предсказване на смущенията в активната зона. Тази активна зона ще бъде по-малко стабилна, в сравнение с 12 футовата (3,658 метра по височина). Активните зони с 157 касети ще изпитват влиянието на аксиалните ксенонови колебания, поради увеличената височина на АЗ с 24 дюйма (60,96 сантиметра).

https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%204/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%204%20Section%204-3.pdf.

4. По-долу ще прочетете текст от файла DOVOS_Chapter 4 – 4.7 to 4.15.pdf ,страница 36, който много се хареса на един добър приятел на сайта AtomInfo.Bgи широкоизвестен експерт:

«„Сиви” ОР на СУЗ и ОР с изгарящ поглътител

Реактивността  на  активната  зона  се  контролира  с  помощта  на  химически поглътител (борна киселина), разтворен в топлоносителя, кластерни сборки на СУЗ, „сиви”  ОР  на  СУЗ  и  изгарящи  поглътители.  „Сивите”  ОР  на  СУЗ  се  използват  при маневрен  режим  на  експлоатация  на  блока  и  осигуряват  механичен  компенсиращ контрол  на  реактивността,  което  елиминира  необходимостта  от  химиченкомпенсиращ контрол, осигуряван чрез промяна в концентрацията на разтворимия бор.  Отделни  пръти  с  изгарящ  поглътител,  интегрални  ТОЕ  с  изгарящ  поглътител или и двата вида могат да бъдат използвани за осигуряване на частичен контрол на излишната  реактивност  по  време  на  горивния  цикъл.  По  този  начин  прътите  с изгарящ  поглътител  намаляват  необходимостта  от  разтворим  бор  в  забавителя  в началото на горивния цикъл. Контролът върху реактора, осигурен чрез

сивите ОР на СУЗ  и  прътите  с  изгарящ  поглътител  намалява  необходимостта  от  промяна  на концентрацията на бор в системата за циркулация на топлоносителя. По този начин се  намалява  обема  на  топлоносител  от  първи  контур,  който  се  изтегля  чрез Системата за компенсиране на обема и борно регулиране и се третира в системата за течни РАО.»

Английски вариант – 3.2.8 https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/UKP-GW-GL-790%20Rev%201%20PDF%20Files%20-%20Public/UKP-GW-GL-790%20Rev4%20master2.pdf.

Логиката и обосновката на твърдението за намаляване на количеството на течните РАО в режим на следене на товара или при маневриране, е достатъчно спорна. Даже ако се вземат предвид “сивите прътове” с по-малка поглъщаща способност. Въпреки, че да се напише тук е може много, (логиката на заключения от този тип ми е позната), значително по-интересно ще бъде да видим обосновката на компанията Westinghouse.

 

Трета точка – Радиационна безопасност

 

        1. Отново се връщаме към файла DOVOS_Chapter 4 – 4.7 to 4.15.pdf, таблица 4.11-9. Съгласно показаните там данни, за проекта АР-1000, има превишаване на колективната доза в 30-километровата зона на нормативите, получени съгласноправилата на EUR.

        2. Достойна за разглеждане е ТАБЛИЦА 11.3-2: РАДИОНУКЛИДИ В ГАЗО-АЕРОЗОЛНИТЕ ИЗХВЪРЛЯНИЯ ПО ВРЕМЕ НА НОРМАЛЕН РЕЖИМ НА РАБОТА И ОЧАКВАНИ ЕКСПЛОАТАЦИОННИ СЪБИТИЯ, BQ/A файл DOVOS_Chapter 11 – TransboundaryImpact.pdf, станици 99-100. Указаните стойности по основните нуклиди, за АР-1000, понякога превишават с 10 пъти аналогичните за руския проект. Като резултат, ние виждаме повторение на по-рано казаното, в таблица 11.3-4 (станици 104-105). Достатъчно подробно, входните данни, методите за изчисляване и програмите са описани в четвърта глава на доклада по ОВОС.

В интерес на справедливостта трябва да отбележим, че, на първо място, фактите за превишаване на нормите EUR (или последствията от работата) на АР-1000, приведени в ОВОС са много по-големи, от тези, които указах преди малко. На второ място, нормативите за дозово натоварване на населението не се превишават.

«Оценките са  под  допустимата  норма  за  населението  на  страната  1  mSv/a  (ОНРЗ-2012);  границата  за  освобождаване  от  контрол  10  μSv/a  (ОНРЗ-2012);  лимита  на облъчване  от  радиоактивни  изхвърляния  от  НЯМ  при  всички  експлоатационни състояния  0.05  mSv/a  (указания  на  АЯР  с  писмо    47-00-171/12.02.2013г.)  и фоновото облъчване, характерно за този географски район 2.33 mSv/a.»

Интересни препратки:

http://www.ursjv.gov.si/en/

http://www.nek.si/en/about_nuclear_technology/technical_data/

http://www.atominfo.ru/newsf/m0960.htm

http://atominfo.bg/?p=19529

http://atominfo.bg/?p=19583

ДОВОС

http://atominfo.bg/?p=19125

Б.Р. – Авторът е готов за обсъждане на всякакви въпроси по темата. Има само една особеност: той добре знае да чете на български език, но не умее да пише правилно. Затова отговорите и коментарите му ще са на руски език.

Tags: , , ,

Comments are closed.

Тема на седмицата

МААЕ и нейната дейност. Въпроси и отговори.

  Международната агенция за атомна енергия (МААЕ) е изправена пред финансова криза. Говорейки пред репортери във Виена, генералният директор на МААЕ Рафаел Гроси призна,...

Още »

Новите реактори ще имат ли достатъчно обогатен уран? Въпроси и отговори.

СЪПРИЧАСТНОСТ към децата – аутисти

Търсене

БЪЛГАРСКАТА АТОМНА ЕНЕРГЕТИКА – НАЦИОНАЛНА, РЕГИОНАЛНА И СВЕТОВНА ЕНЕРГИЙНА СИГУРНОСТ-2023 ще се проведе от 7 до 9 юни

Последни коментари