Fizikai Szemle nyitólap |
Tartalomjegyzék |
Papp Sándor
Paksi Atomerőmű Vállalat
A CANDU-3 ajánlat
Napirenden van a döntéselőkészítés új elektromos atomerőmű létesítése tekintetében. Így a Paksi Atomerőmű Vállalat is bekért több erőműépítési ajánlatot.
Betű és időrendi sorolás szerint egyaránt az Atomic Energy of Canada Ltd. (AECL) ajánlatával kezdjük a bemutatást.
1989 második felében az AECL, MVMT és ONTARIO HYDRO (OH) együttműködése keretében egy előzetes megvalósíthatósági tanulmány készült Canadian Deuterium Uranium (CANDU) típusú reaktorral működő blokkok magyarországi alkalmazhatóságának vizsgálatára.
A tanulmányban több 450, illetve 750 MW teljesítményű blokk telepítésének lehetőségeit vizsgáltak meg. Ennek az első lépésnek folytatásaként 1991. októberében az AECL a Magyarországon várható igényekhez leginkább illeszkedő, új CANDU-3 tervre alapozott, javaslatot adott át.
Az AECL-ről röviden csak annyit, hogy tevékenysége felöleli Kanada minden nukleáris ipari tevékenységét, az uránbányászattól a kutatásokon, izotóptermelésen, erőműtervezésen át a radioaktív hulladékok végleges elhelyezési módjának kidolgozásáig.
1952-ben alapították a kanadai atomenergetikai kutatásokra. Tevékenységének eredményeképpen 1962-ben üzembe helyezték az első kanadai villamosenergia-termelő 25 MW teljesítményű atomerőművet.
Ezt követte az a nagyszabású CANDU-program, mely során 24 ilyen típusú blokkot helyeztek üzembe eddig a világon.
A blokkok átlagos teljesítménye 600 MW, a legkisebb 137 MW, a legnagyobb 935 MW teljesítményű. Összteljesítményük 14430 MW Ezen kívül építés alatt van még 9 blokk, további 7260 MW teljesítménnyel. Kanadán kívül Koreában, Indiában, Argentínában üzemelnek CANDU-blokkok. Az épülő 9-ből 5 Romániában épül.
Most tekintsük át általánosan a CANDU-típusú reaktorok legfontosabb jellemzőit és felépítését.
A CANDU-típusú reaktorok nyomott nehézvíz hűtésű nehézvíz lassító közeggel (moderátor) épített reaktorok. Az atomerőművek reaktorainak túlnyomó többsége számos ok miatt “lassú" neutronokkal működik. A maghasadáskor kilépő neutronok energiájának csökkentésére legalkalmasabb anyagok a nehézvíz, a közönséges víz, a grafit és a berillium.
A legelterjedtebbek a könnyűvizes reaktorok, mert a víz nemcsak jó lassítóközeg, de kiváló hűtőközeg és páratlanul olcsó is. Felhasználásával viszonylag egyszerű és nem túl nagy geometriai méretű reaktorok készíthetők.
A könnyűvíz hátránya, hogy a felsorolt moderátorként alkalmazott anyagok közül a neutronelnyelő tulajdonsága a legkedvezőtlenebb. Ennek az a következménye, hogy a könnyűvizes reaktorok üzemanyagában a könnyen hasítható U235 izotóp részarányát a természetes 0,7%-ról 2-4% közötti szokásos értékekre kell dúsítani.
A lehető legkedvezőbb tulajdonságokkal rendelkező moderátor a nehézvíz; mely hűtőközegnek is kiváló. Segítségével természetes urán üzemanyaggal működő reaktort lehet építeni. A nehézvizes reaktor üzemanyag-feltöltéséhez az azonos teljesítményű könnyűvizeshez képest kevesebb nyers urán szükséges és nincs dúsítási költség, ezért az egységnyi termelt energia üzemanyagköltsége megközelítőleg fele a könnyűvizesének.
További figyelemre méltó körülmény, hogy a könnyűvizes reaktorokból kikerülő “kiégett" üzemanyag megmaradó hasadóanyag-tartalma bőségesen elegendő egy nehézvizes reaktor működéséhez. Természetesen nem lehet az üzemanyagot csak úgy átrakni az egyikből a másikba. Pihentetés és újrafeldolgozás után - melynek során csak a nemkívánatos salakanyagot kellene kivonni - várhatóan kedvező áron lehetne majd CANDU-üzemanyagot előállítani belőlük.
Mint ahogyan az gyakran lenni szokott, itt is kerül valami a mérleg másik oldalára is. Ez legnagyobb részben a 99% tisztaságú nehézvíz biztosításával függ össze. A természetes vízben a nehézvíz részaránya 1:7000. A kiválogatáshoz speciális, energiaigényes üzemre van szükség. Ezért a nehézvíz nem tartozik az olcsó segédanyagok közé. A könnyűvizes reaktoroknál megszokotthoz képest határozottabban merül fel a szivárgások és veszteségek minimalizálásának kérdése, fokozott a követelmény a berendezések tömörségével szemben. A feltöltéshez szükséges kb. 400 m3 nehézvízmennyiség 1-2%-a alatt kell tartani az éves veszteségeket.
A reaktor szerkezete jelentősen eltér a nyomott könnyűvizes reaktorokétól (PWR), ennek ellenére sok hasonlóság is van, ha a nukleáris gőztermelő rész egészét nézzük, amint az a mellékelt ábrán is látható. A reaktor egy fekvő, hengeres tartály, amely a kisnyomású és alacsony hőmérsékletű nehézvíz-moderátor befogadására szolgál. A tartályba, annak hossztengelyével párhuzamosan annyi átmenő csövet építenek be, ahány üzemanyag-csatornára van szükség. Ezek száma teljesítménytől függően 232 és 480 db között szokott lenni. A szabályozás és védelem rúdjainak bevezetésére szolgáló csövek felülről a hengerpaláston át hatolnak be a henger belsejébe. A vízszintes csövekbe helyezik a nyomott nehézvíz hűtőközeg nyomására (88-100 bar) méretezett üzemanyag-csatornákat. A csatornák vége különlegesen kialakított dugókkal zárható.
A csatornák és a hűtőközeg gyűjtő- és elosztó“fejek" közötti kapcsolatot egyedi, kis átmérőjű vezetékek biztosítják. A gyűjtő- és elosztókollektorok utáni rész lényegében azonos felépítésű, mint a nyomott könnyűvizes erőművek esetén.
A reaktor szerkezetéből egy sor érdekes tulajdonság következik. Csak a legfontosabbakat említjük:
A reaktor üzemanyaga üzem közben folyamatosan átrakható. Így átrakás miatt nem kell leállni, az üzemanyag igen jól kiégethető, nincs szükség nagy kezdeti reaktivitás tartalékra.
A moderátor és a hűtőközeg szétválasztása ugyan bonyolulttá teszi a hőhordozórendszert, de az így állandó alacsony hőmérsékleten tartható moderátor a reaktor biztonsága szempontjából kedvező.
A reaktortartályt nem kell nagy nyomásra méretezni. Nincs a könnyűvizes reaktorok vastagfaló tartályára jellemző 30-40 éves élettartam korlát. A fűtőelem-csatornákat pedig szükség esetén 180 napos leállás alatt mind ki lehet cserélni.
A nyomástartó-csatornák szilárdságának biztosítása nem nehéz feladat, alkalmazhatók reaktorfizikai szempontból kedvező anyagok, ami a CANDU-programban mindig kiemelt hangsúlyt kapott.
A CANDU-típusú reaktorokkal működő erőművek szekunderkörének (turbinagépház) felépítése megegyezik a nyomott könnyűvizes-reaktorok szekunderkörében szokásossal.
Annak, aki a PWR-ekhez szokott, eleinte nagyon idegennek tűnhet a CANDU, de közelebbről megismerve, könnyű vele megbarátkozni.
A CANDU-blokkok igen jó üzemviteli és biztonsági jellemzőkkel rendelkeznek.
A teljesítmény-kihasználási tényező alapján felállított sorrendben az első 10 között évek óta általában több CANDU-blokk is szerepel. Alkotói igen elégedettek vele, és bizonyára méltán büszkék rá.
A CANDU-3 terv legfontosabb jellemzői
A CANDU-3 az eddig összegyűlt összes CANDU építési és üzemeltetési tapasztalat felhasználásával készített új terv, ami magában foglalja a számítógépes tervezés, a modul elven történő felépítés, az elektronika és a telepítés legújabb elveit.
Engedélyezése Kanadában 1992-ben várható. Az első kanadai CANDU-3 blokk várhatóan még az évtized vége előtt üzembe lép. Villamos teljesítménye 450 MW.
Jellemzője az optimálisra egyszerűsített felépítés, a könnyé karbantarthatóság.
A biztonsági és a biztonságot támogató rendszereket külön szeizmikus szempontból minősített, külső hatások ellen védett épületben helyezték el és mindezt környezetvédelmileg is minősítették.
Kiemelkedően nagyfokú előgyártással és előszereléssel összehangolt moduláris a felépítése. Ennek köszönhetően az építéséhez optimális körülmények között 35 hónap is elegendő lehet (az első betonozástól).
Természetesen ez kiváló előkészítést és lebonyolítást, pontosan teljesítő gyártókat és vállalkozókat feltételez.
A terv nagymértékben telephelyfüggetlen, az elrendezést optimálisan oldották meg az egyblokkos és több-blokkos megoldásokra egyaránt.
Az erőmű sok berendezése viszonylag könnyen gyártató, így a magyarországi vállalatok részvétele a létesítésben meghaladhatná az 50%-ot is AECL becslése szerint. Még az üzemanyag is gyártható lenne nálunk.
A CANDU-3 terv magas színvonalon elégíti ki az atomerőművekkel szemben támasztott korszerű követelményeket.
Az AECL javaslatának értékelése a gazdaságossági kérdések vizsgálatát is beleértve, még tart.
Az EDF ajánlata
Az 1974-es első “olajsokk" után Franciaország energiafüggetlenségének növelése érdekében az atomenergia fokozott alkalmazásának útját választotta. E törekvés megvalósítása az ELECTRICITÉ DE FRANCE (EDF) Francia Elektromos Művek nevéhez fűződik. Eredményként Franciaországban ma a villamosenergia-termelés közel 80 %-át atomerőművekben állítják elő. E tekintetben a világranglista első helyére kerültek.
Az EDF hasonló szerepet tölt be Franciaország villamosenergia-iparában, mint a Magyar Villamos Művek
Tröszt (MVMT) hazánkban. Az 1980-as évek kezdete óta az EDF Nyugat-Európa legnagyobb villamosenergia-szállítója. 1990-ben 46 milliárd kWh mennyiséget exportált. (Magyarország 1990. évi fogyasztása 37 milliárd kWh.)
A francia nagyvállalat további fejlődésének lehetőségét Európa villamosiparának erősítésében való részvételében látja.
1989 eleje óta az EDF érdeklődést mutatott a Magyar Villamos Művekkel való együttműködés iránt is.
Az MVMT részéről ez az érdeklődés viszonzásra talált. A kialakuló együttműködés keretében 1990 első felében az EDF és az MVMT közösen egy Előmegvalósíthatósági Tanulmányt készített, amiben két, egyenként 960 MW villamos teljesítményű CP-900 típusjelű nyomott könnyűvizes (PWR) reaktorokkal működő blokk felépítésének lehetőségét vizsgálták meg. A tanulmány készítésében a Paksi Atomerőmű Vállalat szakembereinek egy csoportja is részt vett. A javasolt erőmű közvetlen referenciája a várhatóan idén, 1992-ben üzembe lépő Hongkong közelében DAYA BAY-ben épülő két blokk. A blokkok terve tartalmazza mindazokat a módosításokat, tökéletesítéseket, amit a 34 db Franciaországban működő hasonló típusú és teljesítményű egység több, mint 300 reaktorévnyi üzemi tapasztalata alapján dolgoztak ki.
A javaslat paksi telephelyre, a Paksi Atomerőmű bővítéseként, a már meglévő infrastruktúra kihasználásának figyelembevételével készült. Az igen elterjedt nyomott könnyűvizes technológiát, különösen a paksi erőmű kapcsán, alapjaiban széles körben ismertnek feltételezve, itt csak a blokk legjellemzőbb műszaki megoldásaira térünk ki.
Amint az a blokkok elrendezését mutató ábrán látható, a két blokkot közös használatú kisegítő létesítmények épületei kötik össze. Hasonló elrendezési elv jellemzi a mai paksi blokkjainkat is. Ennek az úgynevezett ikerblokkos megoldásnak takarékossági előnye nem igényel különösebb magyarázatot. A turbinaépületek elhelyezése olyan, hogy a turbinák tengelye a reaktorépületek irányába mutasson, így a turbináról esetleg leszakadó alkatrészek nem veszélyeztetik a reaktorépületeket. A reaktor és a hűtésére szolgáló nagynyomású fővízkör berendezései egy hengeres, felül elliptikus fedéllel lezárt utófeszített vasbeton konténmentben kerülnek elhelyezésre. Ez az épület egyrészt védelmet biztosít külső hatások ellen, másrészt egy esetleges súlyos üzemzavar esetén a radioaktív anyagok környezetbe jutásának utolsó hatékony gátjaként szolgál.
Hermetikusságát belső felületén kialakított acéllemez burkolat biztosítja. 5,2 bar üzemzavari nyomásra méretezték. Szükséges szilárdságát a vasbetonfal belsejét behálózó csatornákba fűzött feszítőkötelek segítségével megvalósított utófeszítés hozza létre.
A reaktor hűtőrendszere 3 keringtető hurokból áll. Minden hurokhoz tartozik egy-egy függőleges “U" csöves gőzfejlesztő és egy-egy keringtető szivattyú. A hurkokban elzárószerelvény nincs. A fővízkör üzemi nyomása 155 bar.
A reaktor hűtőköréhez közvetlenül vagy közvetve csatlakozó üzemzavari hűtőrendszerek:
A reaktorszabályozó és védelmi feladatokat ellátó neutronelnyelő, pálcakötegeit mozgató szerkezetek a reaktorfedélen helyezkednek el. A reaktoron belüli mérések csatornái - a paksi reaktoroktól eltérően - a tartály alján haladnak át. A reaktor urántöltetének súlya 72,4 tonna. Az üzemanyag-kazetták négyzet-keresztmetszetűek, külső lemezburkolatuk nincs.
Jellegzetessége a blokkoknak, hogy a friss üzemanyag és a kiégett üzemanyag egyaránt a hermetikus konténmenten kívül elhelyezkedő üzemanyag-épületben tárolható. Átrakások során meg kell nyitni egy, a konténment átrakó medencéjét és az üzemanyag épület tárolómedencéjét összekötő vízszintes csatornát, amelyen át víz alatt történik az üzemanyag-kazetták ki- és beszállítása. A szállításhoz a kazettákat vízszintes helyzetbe kell billenteni.
A blokkok nukleáris főberendezéseinek szállítója - a FRAMATOME cég - hatalmas gyártási tapasztalattal rendelkezik. FRAMATOME gyártotta a Franciaországban üzemelő atomerőművek többségének nukleáris berendezéseit is.
A blokkokhoz egy-egy 1000 MW teljesítményű gőzturbina tartozik. A turbina egytengelyű, többfokozatú, amely egy kétáramú nagynyomású, és három kisnyomású, szintén kétáramú házból áll. A kisnyomású forgórész kovácsolt tárcsák összehegesztésével készül. Nagy- és kisnyomású házak között két cseppleválasztó túlhevítő helyezkedik el. A túlhevítés egyfokozatú. A turbina fordulatszáma 1500 ford/perc. A belépő telített friss gőz nyomása 62 bar.
Az üzemi tápvízrendszerben két gőzturbina-hajtású tápszivattyút alkalmaznak a francia erőművekben. A nekünk ajánlott blokkok tervében villanymotor hajtású tartalék tápszivattyú is szerepel.
A CP-900-as blokkokba a generátor után terheléskapcsolót építenek be, amely zárlati áramok megszakítására nem alkalmas, így csak a technológiai védelmek megszólalásakor működhet.
A villamos védelmek működése esetére a transzformátortérben elhelyezett 400 kV os megszakító szolgál. A generátor feszültsége 24 kV A főtraszformátor három darab (24/400 kV) egyfázisú egységből áll.
Egy blokk két villamos biztonsági rendszerrel rendelkezik, amelyekhez egy-egy dízelgenerátor tartozik. Kiegészítésképpen rendelkezésre áll egy mobil dízelgenerátor, amely bármelyik biztonsági rendszerhez csatlakoztatható.
A blokkokon alkalmazható lehetne a hasonló típusú francia erőművek irányítástechnikai eszközkészlete, vagy a most épülő 1400 MW-os francia blokkokhoz tervezett, igen korszerű irányítórendszer egyaránt.
A korszerűségi szempontok szem előtt tartása az utóbbit részesítené előnyben, de annak egyelőre, tudomásunk szerint még nincs működő referenciája.
A blokkok biztonságával kapcsolatban megemlítendő, hogy a beépített üzemzavari rendszerek és védőgátak mellett igen figyelemreméltó az az EDF birtokában lévő nagyszámú engedélyezési, üzemi, üzembiztonsági (300 reaktorévet meghaladó) tapasztalat, amelyet folyamatosan visszacsatolnak a tervezésbe, és az üzemeltetésbe.
A tervezett blokkok üzeme során keletkező radioaktív hulladékok és a kiégett üzemanyag végleges kezelési, tárolási kérdésére nehéz ma választ adni.
Ennek a kérdésnek a megoldásában is messzemenően lehetne számítani a francia partner segítségére.
A kiégett üzemanyag reprocesszálására (újra feldolgozás) Franciaországban lenne elegendő kapacitás.
A reprocesszálási maradék és a többi radioaktív hulladék végleges tárolása terén pedig a jövőben igen gazdag francia fapaszta-lat fog rendelkezésre állni, amire szintén lehetne támaszkodnunk.
A műszaki ismertetés után essék szó egy ilyen erőmű építése esetén a megvalósítás főbb feltételeiről, és az Előmegvalósíthatósági Tanulmányban felvázolt lehetséges módjáról. A beruházás megvalósíthatóságát EDF és MVMT - két hasonló tevékenységi körű vállalat - mint vállalkozók vizsgálták. A közös javaslat szerint egy befektető társaság megalakítása lenne szükséges, amely tulajdonosként összegyűjtené a finanszírozáshoz szükséges tőkét és megépíttetné a tervezett új erőművet.
Az erőmű üzemeltetése egy másik - magyar jogrendszeren alapuló - társaság (üzemeltető vállalat) feladata lehetne, amelynek munkájában fontos szerepet vállalna EDF is, rendelkezésre bocsátva a francia szakemberek minden tapasztalatát.
Az erőmű biztonságát és jó teljesítményét a francia kiképzési eszközök, kutatóközpontok, laboratóriumok, speciális karbantartó eszközök, közös pótalkattész-tartalékok, biztonsági szolgáltatások és tartalék üzemanyagkészletek garantálhatnák.
A javasolt beruházáshoz szükséges pénzösszeget mintegy 9 éves időszakra kellene mozgósítani. A teljes befektetési összeg 25 %-át a vállalkozó partnereknek apportként volna szükséges biztosítaniuk. Ez lenne a társaság alaptőkéje, melynek 51 %-a magyar befektetők kezében lehetne. A szükséges tőke hiányzó részét kölcsönökből lehetne biztosítani, amihez a nemzetközi tőkepiac bevonása válna szükségessé. A hazai lehetőségeink figyelembevételével realizálhatónak 65-70 % külföldi és 30-35 % magyar befektetési arány látszott. Ez az arány kívánatossá tette, hogy a szükséges berendezések és szolgáltatások egy része megközelítőleg hasonló arányban a magyar ipartól származzon.
EDF szakemberei, MVMT közreműködésével felmérték a magyar ipar részvételi lehetőségeit. A felmérés amely a potenciális magyar vállalkozók többségének meglátogatását is magába foglalta - azt mutatta, hogy a magyar ipar megkívánt 30-35 %-os részvétele valószínűleg különösebb nehézség nélkül biztosítható volna, sőt lehetőség látszott akár 40 % körüli érték elérésére is.
EDF a vizsgálatoknak ebbe a szakaszába még nem vonta be szokásos fő szállítóit és vállalkozóit (FRAMATOME, GEC ALSTHOM, CAMPENON BERNARD stb.), így azok véleménye a felmérés eredményében nem szerepel.
Mivel az esetek többségében ezeknek a nagy francia vállalatoknak kellene a magyar vállalatok bevonását a gyakorlatban megvalósítani, konkrét megrendelések révén, úgy a tanulmány további pontosítása esetén szükséges lenne képviselőik bevonása. A finanszírozás felvázolt egyik lehetséges változata szerint a létesítéshez szükséges külföldi tőke jövedelmezőségének, valamint a külföldi kölcsönök törlesztésének biztosításához - óvatos becslések szerint - a két blokk teljes termelésének az 50 %át mintegy 25 éven át exportálni kellene a nyugat-európai villamosenergia-hálózathoz csatolt államok átlagos villamosenergia-árán.
Az ehhez szükséges technikai feltételek megteremtése ami a nyugat-európai rendszerrel megfelelő teljesítményű egyenáramú betétekkel megvalósított összeköttetés kiépítését jelenti - része a műszaki és finanszírozási terveknek.
Ezenkívül szükségesek lennének hosszú lejáratú villamos energia adásvételi szerződések is, amelyek biztosítanák a szükséges devizabevételeket.
A már említett 25 éves időtartam egyben a tanulmányban feltételezett gazdasági élettartam is.
A terv számításba veszi egy évenként zárolt összeg (provízió) összegyűjtését, ami fedezné az erőmű működésének végén a leszerelés költségeit. Ez azt jelenti, hogy ha 25 év után az erőmű végleges leállítására kerülne sor, úgy akkorra már biztosított lenne a befektetők részéről elvárt pozitív eredmény mellett a leszereléshez szükséges pénzösszeg rendelkezésre állása is.
A valóságban azonban a javasolt erőmű képes kedvező műszaki és gazdasági feltételekkel legalább 40 évig működni. Ez a beruházás kifizetődőségét a számítottakon túl bizonyára jelentősen megnövelné.