Jeden z nejdůležitějších bezpečnostních systémů pasivního odvodu tepla byl úspěšně otestován na prvním bloku Leningradské II elektrárny.
„Systém pasivního odvodu tepla (PHRS) je systém využívající parogenerátory k odvodu zbytkového tepla z reaktoru a zároveň chladí reaktor v průběhu maximální projektové havárie, která může být zapříčiněná totálním odpojením elektrárny od elektrické energie, či ztrátou chladiva v jaderném reaktoru„ vysvětlil Vitaly Shutikov, vedoucí oddělení reaktoru na Leningradské II elektrárně, která je nyní ve výstavbě. „Systém je jedinečný pro svou možnost pracovat nezávisle. Je navržen tak, aby byl zajištěn trvalý odvod tepla z aktivní zóny jaderného reaktoru třemi nezávislými kanály (celkem jsou zde 4 kanály, jeden pro případ opravy, či poruchy) po dobu nejméně 24 hodin. Všechny kanály prošly kvalitními testy a jsou připraveny k použití. Během normálního provozu elektrárny budou v pohotovostním režimu, tak, aby neohrožovaly provoz.“ Systém PHRS je jedním z nejdůležitějších součástí jaderné elektrárny, neboť zajišťuje bezpečnost jadrného reaktoru při mimořádných událostech. Tyto systémy již byly instalovány a ověřeny například v indické elektrárně Kudankulam, ruské Novovoroněži II a jsou plánovány i do turecké elektrárny Akkuya.
Testy systému PHRS byly provedeny jako součást horkých funkčních testů, jejichž cílem bylo zajistit, aby jaderné vybavení, jakož i pomocné a bezpečnostní systémy, fungovalo tak, jak byly navrženy. Horké testování je poslední důležitý krok před spuštěním bloku. „Pomocí smyček je zajištěna cirkulace chladicí kapaliny přes parogenerátor a výměník tepla s vícevrstvými plochami, který je umístěn uvnitř nádrže pro nouzový odvod tepla, a připojen k parogenerátoru přes vstupní a výstupní potrubí. Nádrže pro havarijní zaplavování AZ jsou umístěny na úrovni +59.850 m v kupolové části budovy reaktoru. Protože jsou umístěny výše nad parogenerátory, cirkulace chladicí kapaliny ve smyčce je vyvolána gravitací. „Testy prokázaly, že systém je plně funkční a schopný odstranit zbytkové teplo a ochlazovat aktivní zónu reaktoru v případě úplného výpadku elektrické energie v elektrárně,“ uvedl Alexander Nakonechny, směnový vedoucí na oddělení reaktoru Leningradské II elektárny.
Horké zkoušky budou provedeny pro kontrolu jaderných zařízení a systémů. Jejich hlavním cílem je zjistit kvalitu zařízení, následně budou vydány certifikáty, na jejichž základě bude poté do reaktoru zavezeno palivo a reaktor bude spuštěn. Úspěšné testy budou znamenat připravenost reaktoru k provozu. Téměř polovina, ze všech 74 testů, byla již úspěšně provedena.
V Leningradské jaderné elektrárně jsou nyní v provozu 4 RBMK reaktory, každý o výkonu 1000 MW elektrických, a dva bloky VVER-1200 jsou ve výstavbě jako Leningradská II elektrárna. Jaderný reaktor VVER-1200, založený na projektu AES-2006, je vlajkovou lodí Rosatomu, využívající znalosti získané při provozu jeho předchůdce, reaktoru VVER-1000. VVER-1200 produkuje o 20 % více energie a má dvojnásobnou plánovanou životnost reaktorové nádoby a parogenerátorů, než VVER-1000. Reaktor VVER-1200 splňuje nejnovější bezpečnostní požadavky, které byly zpřísněny po havárii ve Fukushimě.
Ruský návrh AES-2006 představuje řadu bezkonkurenčních bezpečnostních systémů. Jedním z nich je lapač roztavené aktivní zóny, jedinečné bezpečnostní zařízení navržené ruskými jadernými inženýry pro zmírnění následků jaderného kolapsu, při ztrátě chlazení reaktoru. V případě nehody se roztavené palivo (corium) smísí s roztavenými (obětovanými) materiály a rovnoměrně je rozdělí do těla sběrače, čímž se zamezí znovuobnovení štěpné řetězové reakce. Lapač může držet roztavené corium po neomezenou dobu, což zabraňuje radioaktivním materiálům dostat se ven. První lapač roztavené aktivní zóny byl instalován v jaderné elektrárně Tianwan v Číně, stavěné ruskou společností Rosatom. Pasivní odvod tepla je dalším bezkonkurenčním bezpečnostním prvkem konstrukce AES-2006. Tato technologie umožňuje automatické chlazení aktivní zóny reaktoru v případě výpadku napájení.
Na Novovoroněžské II elektrárně byl vyzkoušen první tlakovodní reaktor generace III+ na světě. Nové bezpečnostní systémy, zvýšená životnost primárního vybavení a vylepšené automatizační řešení, významně snížily potřebu pracovní síly a téměř zdvojnásobily efektivitu vynaložených prostředků v Novovoroněžské II elektrárně.
Zdroj: http://rosatomnewsletter.com
